UNIDAD DE SEGURIDAD NUCLEAR, PROTECCION RADIOLOGICA YGESTION AMBIENTAL

PROYECTO: ESTRATEGIA NACIONAL PARA LA PREVENCION,ATENCION Y MONITOREO DE RIESGOS RADIOLOGICOS

CURSO DE PROTECCION RADIOLÓGICA PARA EL MANEJODE MATERIAL RADIACTIVO

Bogotá, 2002

República de ColombiaMINISTERIO DE MINAS Y ENERGÍA

INSTITUTO DE INVESTIGACIÓN E INFORMACIÓN GEOCIENTÍFICA, MINERO-AMBIENTAL Y NUCLEAR

UNIDAD DE SEGURIDAD NUCLEAR, PROTECCIONRADIOLOGICA Y GESTION AMBIENTAL

PROYECTO: ESTRATEGIA NACIONAL PARA LAPREVENCION, ATENCION Y MONITOREO DE RIESGOS

RADIOLOGICOS

CURSO DE PROTECCION RADIOLÓGICA PARA ELMANEJO DE MATERIAL RADIACTIVO

Bogotá, D.C. 2002

1

1. ESTRUCTURA ATÓMICA Y RADIACTIVIDADFis. Esp. Gerardo Torres

INTRODUCCIÓN

La noción de átomo, como estructura fundamental de la materia, concebida en Grecia y quepredominó durante el siglo XIX sólo continua siendo valida, desde un punto de vistaoperativo puramente químico, como la mínima cantidad de elemento químico que participay conserva individualidad durante cualquier transformación de una especie química osustancia en otra diferente. Al finalizar este siglo y durante las primeras décadas del sigloXX se produjo una serie de descubrimientos y se elaboraron teorías revolucionarias quemodificaron profundamente el conocimiento sobre la naturaleza íntima de los átomos. Deellos ha surgido la noción actual que considera a un átomo como un sistema dinámicoconstituido por un núcleo más un número determinado de electrones que cumplen a sualrededor movimientos regidos según la mecánica cuántica.

1.1 ESTRUCTURA ATÓMICA

En los últimos lustros del siglo XIX se descubrieron los rayos catódicos y fueronreconocidos como formados por partículas materiales con carga eléctrica negativa, En1.895 y en los años siguientes se produjeron los descubrimientos de la radiactividad porBecquerel, y los elementos radiactivos por los esposos Curie.

Del conjunto de estos fenómenos emerge la idea de la existencia de partículas cargadassubatómicas, es decir, contenidas dentro de los átomos. En 1.899, J. J. Thomson condensoestos resultados en un modelo, que describía el átomo como “una esfera de carga eléctricapositiva” neutralizada por un número apropiado de electrones contenidos en su interior.

Posteriormente Rutherford y sus ayudantes realizaron estudios, sobre la dispersión departículas alfa, para investigar la estructura de los átomos; los resultados de susexperiencias, publicados entre 1.911 y 1.913, dejaron establecida la existencia en cadaátomo de un núcleo con Z cargas positivas. Como ya se conocía la existencia de loselectrones, la imagen del átomo se completó admitiendo que alrededor del núcleo semueven, en trayectorias circulares, Z electrones con carga unitaria negativa, gracias a locual el átomo en conjunto es neutro. La teoría completa de la estructura atómica fueelaborada subsiguientemente por Bohr, Sommerfield y Pauli. La teoría que rige la dinámicadel átomo es debida a Schroedinger, Dirac, De Brogile y otros.

Algunos parámetros importantes que se deben tener en cuenta cuando se estudia laestructura atómica son:

2

Ä Dimensiones atómicas. El radio atómico no es una magnitud exactamente definida, seestima que el tamaño de un átomo es del orden de 10-10 m.

Ä Dimensiones nucleares. El radio nuclear es aproximadamente de 10-14 m.Ä Unidad de masa atómica (u.m.a.). A partir de 1.961 se adoptó como unidad de masa la

basada en el carbono-12. Se definió como la masa de un átomo de carbono-12 divididapor 12, donde la masa de un átomo de carbono-12, se obtiene dividiendo el pesoatómico del átomo por el número de Avogadro.Para un átomo de carbono 12 se tiene:

Masa del 12C = (12 g/atom-g)/( 6.023 x 1023 átomos/atom-g)

= 1.99 x 10-23 g

u.m.a = (1.99 x 10-23 g)/12 = 1.6 x 10-24g

Ä Unidades de energía. En el sistema internacional de unidades la energía se expresa enJoules ( J). Otras unidades utilizadas para cuantificar la energía son el ergio (erg.) y elelectrón-voltio (eV), este último definido como la energía cinética adquirida por unelectrón acelerado mediante una tensión de un voltio.

1 eV = 1.602 x 10-12 erg = 1.602 x 10-19 J

Ä Número atómico y representación de los elementos químicos. Siendo los átomoseléctricamente neutros, el número de cargas positivas en el núcleo es igual al númerode electrones presentes en el átomo, cantidad denominada número atómico, yrepresentado por Z, el cual coincide con el número de orden de la tabla periódica deelementos, debido a que representa el número de protones que constituyen cadaelemento químico. La confirmación experimental de los protones en el núcleo de losátomos realizada por Rutherford y la correspondencia de la masa nuclear con el númerode protones era satisfactoria para los primeros elementos de la tabla periódica, sinembargo al aumentar este número la diferencia con la masa nuclear era apreciable. Lasolución al problema de las masa nucleares se encontró con el descubrimiento de losneutrones en 1.932 por Chadwich, partícula de masa similar a la del protón pero sincarga eléctrica, estableciéndose que el núcleo de los átomos puede estar constituido porZ protones y N neutrones. A estas partículas que constituyen el núcleo de los átomos seles denomina comúnmente nucleones.

Para representar un elemento químico, es decir un átomo, se utiliza el número atómico,Z, y el número másico, A.

El número másico, A, es una medida aproximada de la masa atómica, debido a que setoma el número total de partículas nucleares, es decir el número de nucleones. Siendo Nel número de neutrones y Z el número de protones, entonces

A= Z + N

3

Por consiguiente la representación de cualquier elemento químico se hace mediante susímbolo (X) y los números másico y atómico, así:

XAZ

Ä Clasificación de los elementos químicos. En la caracterización de los elementosquímicos, de acuerdo con el número atómico, número másico, número de neutrones yestado energético de los nucleones, éstos pueden tener iguales algunos o todos losnúmeros que lo identifican, diferenciándose únicamente por el estado energético de losnucleones. Teniendo en cuenta que un elemento químico se identifica por su númeroatómico y que pueden existir diferencias entre los átomos de un mismo elementoquímico, por el número de neutrones o por el estado energético, se ha denominado engeneral nucleidos o núclidos a los átomos que representan cualquier elemento químico.

Ä Considerando el número atómico, el número másico y el estado energético de losnucleones, los nucleidos se pueden clasificar como isótopos, isótonos, isóbaros eisómeros.

Ä Isótopos. Son aquellos nucleidos que tienen igual número atómico (Z) pero difieren enel número másico (A), por lo tanto poseen un número diferente de neutrones, aunqueestén representando el mismo elemento químico. Por ejemplo en el caso del hidrógenose tienen tres isótopos, correspondientes al hidrógeno común que posee sólo un protónen el núcleo, al deuterio que posee un protón y un neutrón y al tritio con un protón y dosneutrones; los dos primeros se encuentran en la naturaleza y el tercero creadoartificialmente. Los demás elementos químicos poseen un mayor número de isótopos.

Ä Isóbaros. Son aquellos nucleidos que tienen igual número másico (A) pero difieren en elnúmero atómico (Z). Estos elementos químicos difieren el número de protones yneutrones que tienen en el núcleo, pero la suma de nucleones es igual.

Por ejemplo el 60Co y el 60Ni; el 137Cs y el 137Ba; el 210Pb y el 210Bi.

Ä Isótonos. Son aquellos nucleidos que tienen que tienen igual número de neutrones (N)pero difieren en el número másico (A), por lo tanto tienen diferente número de protonesrepresentando elementos químicos distintos.

Por ejemplo el 12C y el 13N; el 22Ne y el 23Na.

Ä Isómeros. Son aquellos nucleidos que tienen igual número másico (A) e igual númeroatómico (Z), por lo tanto igual número de neutrones (N), pero difieren en el nivelenergético de los nucleones, para su identificación se agrega una m al número másico.

Por ejemplo el 60mNi y el 60Ni; el 137mBa y el 137Ba

4

1.2 RADIACTIVIDAD

La radiactividad consiste en la transformación espontánea de los núcleos, esto implica laredistribución de los componentes del núcleo tendiendo a buscar una estructura másestable. Esto es posible mediante la emisión de partículas y/o radiación electromagnética(fotones gamma) buscando así su estado de mínima energía. Los nucleidos que setransforman espontáneamente son conocidos como radionucleidos o radionúclidos, loscuales pueden ser naturales o artificiales.

1.2.1 Procesos de desintegración

Los nucleidos inestables, ya sean naturales o artificiales, pueden lograr su estabilidadmediante un número limitado de modos de decaimiento: Decaimiento alfa (α ),decaimiento beta menos (β -), decaimiento beta más (β +) y captura electrónica. Es deanotar que en un buen número de casos, el proceso es seguido por emisión de radiaciónelectromagnética, conocida como radiación gamma (γ ).

Ä Decaimiento alfa

Esta forma de decaimiento tiene lugar principalmente en elementos pesados con númeroatómico mayor a 82 y raramente en elementos livianos.

Las partículas alfa poseen carga positiva, identificándose con átomos de helio doblementeionizados , es decir sin sus electrones orbitales, por lo tanto tienen un Z=2, N=2 y A=4.

Estas partículas al interactuar con la materia producen un gran número de iones en surecorrido, perdiendo energía cinética, por consiguiente recorren una corta distancia, siendosu poder de penetración relativamente menor. Pueden ser distintas por una hoja de papel.

La emisión de partículas alfa se representa por:

En general el núcleo residual después de la emisión alfa, emite radiación gamma, por haberquedado en un estado excitado.

Ä Decaimiento beta menos

La radiación beta menos corresponde a la emisión de partículas cargadas negativamente yson idénticas a los electrones.

γα ++→ −−

42

42YX A

ZAZ

γ++→ HeNpAm 42

23793

24195

5

El alcance de las partículas beta menos es de varios metros en el aire, y debido a su bajopeso comparado con las partículas alfa, su poder de ionización es menos intenso, siendofácilmente absorbidas por la materia. El poder de penetración depende de su energía y de ladensidad del absorbedor.

Las partículas beta menos no existen en el núcleo antes de la emisión, ésta se producecuando en el núcleo inestable un neutrón se transforma en un protón:

Donde µ corresponde al antineutrino que acompaña a este tipo de desintegraciones y γcorresponde a radiación electromagnética, también conocida como radiación gamma,emitida por los radionucleidos que en el proceso de transformación nuclear quedan en unestado excitado, también llamado metaestable, la energía asociada a los fotones gamma escaracterística del radionucleido.

La representación de este tipo de emisión es:

Ä Decaimiento beta más

La emisión de partículas β+, positrones, los cuales poseen igual masa que la de un electróne igual carga pero de signo contrario. Este tipo de emisión fue descubierta en 1.932 ycorresponde a la conversión de un protón en un neutrón, de manera que se emite lapartícula beta más y un neutrino, en algunos casos el núcleo residual emite radiaciónelectromagnética.

La emisión de positrones se puede representar por:

γµβ +++→−

−01

11

10 pn

−

−+ +++→ γµβ011YX A

ZAZ

−

− +++→ γµβ01

3216

3215 SP

γµβ +++→ +01

10

11 np

γµβ +++→ +−011YX A

ZAZ

γµβ +++→ +01

115

116 BC

6

Ä Captura electrónica

Es un proceso similar a la emisión positrónica, en este modo de decaimiento, el núcleollega a estabilizarse cuando un protón se transforma en neutrón por la captura de unelectrón de la capa K. Por lo tanto el número atómico se reduce en uno, y la vacante en K esllenada por un electrón de las capas exteriores con la consiguiente emisión de radiación Xcaracterística. Cuando el nuevo núcleo queda en un estado metaestable habrá emisión deradiación gamma.

Ä Radiación neutrónica

Además de los neutrones existentes en el núcleo, también es posible tener neutrones librescomo forma de radiación. La producción de neutrones se puede alcanzar por los siguientesmecanismos:

Ä Por bombardeo de elementos estables con radiación gamma de alta energía,convirtiendo estos elementos estables en inestables y su desexcitación se logra con laemisión de neutrones así:

Ä Varios tipos de fuentes radiactivas de uso común utilizan un emisor de partículas alfaque al colisionar con el berilio producen una reacción nuclear emitiéndose neutrones,como se representa a continuación:

Este tipo de ración nuclear permite la construcción de fuentes de neutrones como lasconocidas Ra-Be y Am-Be. La fuente de Ra o Am se rodea con una delgada capa de Be, laspartículas alfa emitidas por el radio o el americio al colisionar con el berilio inducen laemisión de neutrones .

Ä Otro mecanismo para la obtención de neutrones es la fisión nuclear. La fisión nuclear selogra cuando el núcleo de uranio 235 captura un neutrón, dividiéndose en dos núcleosde masa aproximadamente igual, como por ejemplo el bromo y el lantano, el bario y elcriptón, etc., con pesos atómicos entre 115 y 120 cada uno, y la emisión de dos o tresneutrones.

)(101 γβ ++→+ −− RXYX A

ZAZ

cos)(73

01

74 ístiRXcaracterLiBe +→+− β

nBeBe 10

84

94 +→+ γ

nCBe 10

126

42

94 +→+ α

nKrBanU 019336

14056

10

23592 3++→+

7

Ä Los ciclotrones son usados para producir haces de neutrones altamente energéticos,acelerando protones o deuterones y haciéndolos incidir sobre blancos especiales(ánodos), siendo el berilio comúnmente utilizado.

1.2.2 Ley de transformación radiactiva

Si se tiene una cantidad dada de masa de una sustancia radiactiva puede comprobarse que:

Ä La intensidad de emisión de radiación y por lo tanto de transformación nuclear esproporcional a la masa.

Ä La intensidad decrece con el transcurso del tiempo, puede ser lenta o rápidamente, estodepende del radionucleido observado, cada uno tiene su propio ritmo de desintegración.

La medición cuantitativa de la intensidad del fenómeno se conoce como actividad (A) de lasustancia radiactiva. Por lo tanto la actividad (A) se define como el número dedesintegraciones por unidad de tiempo:

A= -dN/dtEl signo menos indica la disminución dN del número total de átomos N que se desintegranen el tiempo dt. Esta es una consecuencia de la primera propiedad que nos dice que latransformación nuclear es proporcional a la masa; entonces la actividad es proporcional alnúmero de átomos presentes: A es proporcional a N. Entonces A= λN donde la constante deproporcionalidad λ se denomina constante de desintegración radiactiva. Esta constantenos da la probabilidad de transformación nuclear por unidad de tiempo, siendo éstadiferente para cada radionucleido.

Partiendo de A= -dN/dt, con A=λN y realizando los correspondientes paso matemáticosse obtiene la expresión:

A(t) = A0 e-λt

Conocida como ley temporal de la transformación radiactiva.

De esta forma la actividad está dada en desintegraciones por unidad de tiempo(desintegraciones/segundo), representada por (des/s), y en el sistema internacional deunidades recibe el nombre de becquerelio (Bq).

1 des/s = 1 Bq

La actividad también se expresa en Curios (Ci)

1 Ci = 3.7 x 1010 Bq

8

1.2.3 Período de semidesintegración

Con base en la expresión hallada para la actividad de una sustancia radiactiva en funcióndel tiempo, se identifica que dicha actividad decrece en forma exponencial con eltranscurso del tiempo. De acuerdo con esta ley y como resultado del análisis experimental,se encontró que el tiempo necesario para que la actividad decrezca una fracción dada esconstante y particular para cada radionucleido.

En particular, es importante el tiempo t necesario para que la actividad A decrezca en un50%, es decir, para que la actividad se reduzca a la mitad del valor inicia; este tiempo sedenomina periodo de semidesintegración o vida media y se designa por la letra T o t1/2

A(t1/2)= A0/2 = A0e-λt1/2

De manera que t1/2= ln2/λ=T

Así se establece la relación que existe entre el período y la constante de desintegraciónradiactiva, las cuales son propias de cada radionucleido.

De esta forma se puede escribir la ley de decaimiento radiactivo en función del período desemidesintegración así:

A(t)= Aoe-(ln2)t/T

1.2.4 Radiaciones ionizantes

Las sustancias radiactivas son emisores de energía, la cual puede ser en forma de partículasalfa, partículas beta y/o radiación gamma. La interacción de estas radiaciones con lamateria, en ciertas circunstancias, da lugar a la emisión de neutrones y radiación X.

La radiación X y la radiación gamma, las cuales consisten en entidades físicas llamadasfotones, tienen propiedades idénticas diferenciándose únicamente en su origen.

La radiación gamma es radiación es radiación electromagnética emitida por núcleosexcitados o en las reacciones de aniquilación de la materia y la antimateria. El rango deenergías de los fotones emitidos por átomos radiactivos se extiende desde 2.6 KeV(correspondiente a radiación X característica de la captura electrónica en el argón-37) a 7.1MeV de la radiación gamma del nitrogeno-16.

La radiación X es radiación electromagnética emitida por los átomos a través de dos tiposde mecanismos: El primero se presenta cuando los electrones realizan cambios en losniveles energéticos (llamados característicos), a este tipo de radiación se le denominafluorescencia de radiación , el segundo mecanismo para la generación de radiación Xconsiste en la desaceleración de partículas cargadas (usualmente electrones) por camposcoulombianos, este tipo de radiación se denomina radiación de frenado.

9

La radiación ionizante es generalmente caracterizada por su habilidad para excitar y/oionizar los átomos que constituyen la materia con la cual interactúa. Teniendo en cuentaque la energía necesaria para causar el escape de un electrón de valencia en un átomo estáen el rango de 4 a 25 eV, radiaciones que posean energía cinética o cuantos de energía queexcedan esta magnitud pueden ser llamadas ionizantes. Con este criterio, se incluiríaradiación electromagnética con longitud de onda inferior a 320 nm, cubriéndose casi toda labanda de radiación ultravioleta (UV 10-40 nm). Sin embargo para propósitos prácticos laradiación ultravioleta no es considerada radiación ionizante en el contexto de la físicaradiológica, teniendo en cuenta que el poder de penetración en la materia es equivalente alde la luz visible, mientras que otras radiaciones son generalmente más penetrantes.

Las radiaciones ionizantes a ser consideradas sin: radiación gamma, radiación X, electronesrápidos (radiación beta positiva o negativa), partículas pesadas cargadas (radiación alfa,protones, etc.) y neutrones.

El ICRU (Internacional Comisión on Radiation Units and Measurements, 1.971), harecomendado cierta terminología en referencia a la radiación ionizante haciendo énfasis enla interacción de la radiación, con carga y sin carga, con la materia.

Ä Radiación directamente ionizante: partículas cargadas, las cuales pueden entregardirectamente su energía sobre la materia, a través de muchas interacciones a lo largo desu trayectoria.

Ä Radiación indirectamente ionizante: Radiación X , gamma o neutrones,es decirpartículas sin carga, las cuales primero transfieren su energía a una partícula cargada enla materia, las cuales liberan esta energía como en el caso de radiación directamenteionizante. Esto se puede interpretar asumiendo que la deposición de la energía en lamateria por radiación indirectamente ionizante se realiza en un proceso de dos pasos.

10

2. INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIAFis., Ph.D, María Esperanza Castellanos

INTRODUCCIÓN

Cargadas ⇒ e-, p, deutones ...Partículas materiales

Neutras ⇒ n

Rayos XRadiaciones

FotonesRayos γ

Radiaciones Ionizantes

Ä Capaces de producir ionizaciones en el medio material al que ellas penetran

Ionización

Ä Resulta de la eyección de un electrón fuera del edificio atómico o molecular al quepertenece. Ella es provocada en general por la interacción de una partícula cargadacon el electrón.

Directamenteionizante

Partículas cargadas⇒ e-, p, d ...

Radiación Indirectamenteionizante

Partículas nocargadas⇒ Rayos X,Rayos γ

Ionizaciones producidasesencialmente por las partículascargadas secundarias (p y e-)

Las ionizaciones son origen de:

11

Ä Los efectos utilizados para la detección de las radiaciones (contadores de partículas,dosimetría, películas radiográficas y otros sistemas radiológicos)

Ä Los efectos biológicos constatados sobre los medios vivientes

Los efectos constatados sobre los medios vivientes

2.1 ASPECTOS GENERALES DE LA INTERACCIÓN ENTRE DOS PARTÍCULASCARGADAS

2

'xqq

kF =

12

Ä Bajo la influencia de la fuerza F, que varía en intensidad y dirección durante lainteracción :

Ä La partícula blanco es proyectada en una dirección ϕ y adquiere una energía Q,que es tomada de la energía cinética T de la partícula incidente;

Ä La partícula incidente es desviada bajo un ángulo θ, y su energía residual despuésde la interacción es (T-Q).

Ä La interacción debe también satisfacer el principio de la conservación de la cantidadde movimiento.

2.1.1 Interacción de los electrones con la materia

Ä Los electrones en movimiento rápido son obtenidos:

Ä Por emisión β de los radioelementosÄ De los aceleradore s de electronesÄ Por proyección de electrones secundarios, como consecuencia de la interacción

de fotones X y γ

Ä Su energía cinética T0 puede, según las circunstancias de su producción, tener valoresmuy diferentes: entre algunas decenas de keV y algunos MeV.

Origen Energía Ejemplos Recorrido en aguaAceleradores deelectrones

Monoenergéticos T0

Aceleradores lin. ybetatronesT0= 5 MeV a 40 MeV

R(cm)=T0(MeV)/2

Electronessecundariosproyectados por losfotones X y γ

Espectro 0<T0<Tm

con Tm≈E

(E : energía de losfotones)

• Espectro de rayosX clásico0<E<200keV

• γ del Co-60 E=1,25MeV

• Espectro de RX dealta energía0<E<40MeV

Rmax≈0,5 mm

Rmax= 5 mm

Rmax= E(MeV)/2

Emisión β 0<T0<Tm Tm=1,7 MeV (32P) 0,6 MeV (131I)

Rmax= 8 mmRmax=2,5 mm

En el medio el e- sufre interacciones individuales, interacciones elementales, entre el e-

incidente y una partícula cargada del medio (e- o núcleo).ò

En el medio en el que ellos son puestos en movimiento, o hacia el cual ellos sonproyectados, los electrones pierden progresivamente su energía cinética a lo largo de latrayectoria.

13

Interacción con

Consecuencias

Ionización Efectos sobreDetección yefectos

“Colisión” Electrones Excitación el medio biológicosTransferenciastérmicas

“Frenado” Núcleo Radiación X (“fondo continuo”)

Ä Los términos “colisión” y “frenado” son de uso común, pero en los dos casos hay un“choque” entre el electrón incidente y una partícula del medio, así como “una pérdidade energía” del electrón.

Ä Los dos tipos de interacción tienen un origen común: la fuerza electrostática deCoulomb, que se ejerce entre dos partículas cargadas. Ellas presentan particularidadesdebidas a la masa muy diferente de las partículas que interactúan.

2.1.2 Interacción electrón-electrón - Poder de frenado por “colisión”

Ä Cuando el e- penetra en el medio (en una nube de electrones):

Ä Interacciones coulombianas con numerosos e- más o menos distantes de sutrayectoria

Ä Cada una de las interacciones entraña una pérdida de energía Q que puedeestar entre 0 (colisión muy lejana) y T (colisión frontal)

Ä Como en el medio no se pueden distinguir los dos e-, se considera como e-

incidente a aquel que, después de la colisión, posee la mayor energía cinética.

14

Ä Por simples razones geométricas, las colisiones lejanas son más numerosas que lascolisiones próximas: el e- pierde su energía sobre todo por numerosas y pequeñastransferencias Q, mientras que las transferencias elevadas son raras.

Ä Para una distancia dada la transferencia Q de energía, depende de la energía T del e-

incidente :Ä En colisiones raras (colisiones cercanas, con un e- vecino de la trayectoria) Q

es más elevada en cuanto más elevada sea TÄ Para las colisiones más frecuentes (las lejanas), Q es por el contrario más

elevada en cuanto más pequeña sea la velocidad, y por tanto T, de la partículaincidente; esto se explica por el hecho de que la duración de la aplicación de lafuerza de Coulomb es más prolongada.

Ä Sobre un pequeño segmento ∆x el e- , con energía inicial T, entra en colisión con ciertonúmero de e- y pierde por ese efecto una energía igual a la suma de las transferenciasQ correspondientes. Esa energía presenta fluctuaciones estadísticas alrededor de unvalor medio ∆T

Ä Poder lineal de frenado (por colisión), para los electrones:

Sc = ∆T/∆x (en MeV/cm, keV/µm)

Ä Depende de la energía T y del medioÄ Sc es aprox. proporcional a la densidad electrónica del medio (# e-/cm3), es

decir en primera aproximación a la densidad másica (g/cm3), cualquiera que seala composición atómica.

2.1.3 Interacción electrón-núcleo - Poder de frenado por “frenado”

Ä En la interacción de un e- rápido con un núcleo:Ä Se produce una deformación de la trayectoria del e- , bajo la acción de F, que

produce una aceleración centrípeta

15

Ä En razón de la disparidad considerable de masas, la transferencia Q deenergía es prácticamente nula

Ä El e- sometido a una aceleración intensa, radia energía en forma de radiaciónelectromagnética.

Ä En consecuencia:Ä Cambio de la trayectoria del e- à dispersiónÄ Emisión de fotones à radiación de “frenado”

( o Bremsstrahlung)

Ä Poder de frenado por “frenado”

Sr = ∆T/∆x (en MeV/cm, keV/µm)

Ä Sr es en primera aproximación proporcional a la energía cinética de los e-, a Z2

y al número de núcleos por unidad de masa

2.1.4 Longitud de la trayectoria y alcance práctico

Ä Un e- de energía inicial T0 pierde progresivamente su energía en el medio y sutrayectoria se termina cuando su energía se reduce a un valor prácticamente nulo(0,025 MeV), correspondiente a la agitación térmica.

Ä Para un e- de energía grande , la longitud media de la trayectoria en el aguaRagua(cm)=T0(MeV)/2 , como consecuencia del hecho de que Sc≈ 2 MeV/cm sobre lacasi totalidad de la longitud de la trayectoria; Sc crece solamente al final de latrayectoria, cuando T< 300 keV

Ä En un medio de densidad ρ(g/cm3), la longitud de la trayectoria es aproximadamenteRagua/ρ (la naturaleza del medio casi no interviene)

Ä Algunas transferencias elevadas originan la fluctuación de una trayectoria con respectoa la otra; y debido a la dispersión, la profundidad a la cual se termina unatrayectoria es generalmente inferior a la longitud total de la trayectoria

Ä La profundidad máxima de penetración de la partícula representa el alcance práctico,el cual es aproximadamente igual a R.

16

Trayectoria de los electrones en un medio

Ä Aspecto general de las trayectoriasÄ Distribución de las ionizaciones producidas en el medioÄ Para efectos de comparación, trayectoria de las partículas α

2.1.5 Interacción de partículas cargadas pesadas con la materia Ä Partículas pesadas cargadas

Ä p, d, αÄ emitidas durante:Ä las reacciones nuclearesØ desintegraciones radiactivas espontáneasØ reacciones provocadas por bombardeo de núcleos con partículas aceleradas

Ä energías típicas : algunos MeV

17

Ä pueden también ser aceleradas artificialmente en ciclotrones (⇒ energías dedecenas de MeV)

Ä Al penetrar en el medio

Ä Pierden progresivamente su energía por efecto de colisiones con los e- delmedio

Ä Debido a la diferencia considerable de masas, particularidades:Ø La transferencia de energía Q es pequeña comparada con TØ La partícula sufre muy poca desviación de su trayectoria inicial: ella tiene

una trayectoria rectilíneaØ Hay poca fluctuación de una trayectoria a otra y las longitudes de las

trayectorias son prácticamente iguales. Ä En el medio un p o un d, se comportan prácticamente como un e- de la misma velocidad

( e- de 1 keV, p de 1,8 MeV, d de 3,7 MeV) Ä Energías cinéticas de algunos MeV ⇒ velocidades relativamente pequeñas y Sc

elevado. Consecuencias:Ä El recorrido de las partículas cargadas es, para la misma energía, mucho más

pequeño que la del e- (algunos cm en aire, decenas de µm en agua).Ä Ej: α del polonio, T=5,3 MeV, Raire=4 cm, Ragua=50 µm)Ä La Transferencia Lineal de Energía, TLE (densidad lineal de ionizaciones) a lo

largo de la trayectoria es muy elevada eficacia biológica grande, que ademáscrece a lo largo de la trayectoria a medida que la velocidad disminuye (curvade Bragg)

2.2 INTERACCIÓN DE LOS NEUTRONES CON LA MATERIA Ä Origen: los n de gran energía Tn (algunas decenas de MeV) son producidos por

numerosas reacciones nuclearesÄ el bombardeo de ciertos núcleos con las partículas pesadas aceleradasÄ fisión de átomos pesados.

18

Ä Los n rápidos (10 keV – 20 MeV) pierden su energía cinética durante choques con los

núcleos atómicos:Ä El n cambia de dirección y transfiere una parte Q de su energía al núcleoÄ Interacciones aleatorias: la longitud de la trayectoria y la profundidad

alcanzada en el medio son muy variables ⇒ no se puede definir un“recorrido” o “rango”

Ä Q pequeña cuando el núcleo blanco tiene masa elevada ⇒ solamente“dispersión” del neutrón

Ä Q es máxima cuando la masa del núcleo es igual a la del n (se tiene Q=Tn,durante un choque frontal)

Ä El hidrógeno es entonces el medio más eficaz para su detención.

Ä Para detener los n, se medios ricos en H como la parafina

19

Ä En medios biológicos, los n rápidos pierden su energía principalmente pordispersiones sucesivas con los núcleos de hidrógeno, los que a su vez sedispersan y se transforman en p de rechazo

Ä El p pierde su energía cinética por colisión con los e- del medio ⇒ el n esuna partícula indirectamente ionizante

Ä Los n se llaman térmicos cuando su energía cinética es reducida a un valor muy

pequeño, correspondiente a la energía cinética de agitación térmica.

Ä Los neutrones térmicos son absorbidos en el medio por captura nuclear; seproduce un isótopo, generalmente radiactivo del núcleo que captura el n

Ä Los n térmicos son capturados en el tejido blando y distribuyen su energía através de dos mecanismos:

2.3 INTERACCIÓN DE LOS FOTONES CON LA MATERIA

Ä Cuando un haz de RX o Rγ penetra en un medio material, se puede constatar una

desaparición progresiva de los fotones primarios que lo constituyen ó atenuaciónÄ La atenuación es debida a la interacción de un cierto número de fotones con las

partículas del medio, especialmente con los electrones Ä Durante una interacción elemental fotón-electrón

Ä La energía del fotón o una parte de ella es transferida al electrón, el cual saledel edificio atómico con una energía T

Ä T del e- secundario es disipada en el medio durante sus interacciones e--materia

20

2.3.1 Mecanismos de interacción entre los fotones y las partículas materiales

Principales interacciones entre fotones (rayos X y γ) con la materia

Con electrones Con los núcleos Dispersión simple

(Thomson-Rayleigh)

Materialización Efecto Compton Reacciones nucleares

Efecto fotoeléctrico

Ä Las principales interacciones: efecto Compton y el efecto fotoeléctrico 2.3.1.1 Efecto fotoeléctrico

Ä Es la absorción por parte de un átomo de la totalidad de la E del fotón incidenteÄ Esa energía es transferida a un e- que es sacado de su capa electrónica (energía de

enlace W) y sale del átomo con una energía cinética Ea

E=W+Ea

Ä El efecto fotoeléctrico solamente puede ocurrir con un e- de una capa i tal que E ≥Wi

Ä Se produce casi únicamente con los electrones de las capas para las cuales Wi es muycercana a E (esto es para las capas internas, en el caso de los RayosX)

Ä La energía cinética del fotoelectrón es absorbida por el medioÄ La ionización es seguida por la emisión de fotones de fluorescencia, o en el caso de Z

pequeño, de la emisión de e- Auger.

21

2.3.1.2 Dispersión simple

El fotón incidente absorbido por el átomo es reemitido con la misma energía E, en unadirección cualquiera ⇒ simple cambio de dirección del fotón incidente 2.3.1.3 Efecto Compton

Ä El fotón incidente entra en interacción con un e-, le transfiere una energía Ea y el resto

de energía Es lo lleva un fotón dispersoÄ La interacción debe satisfacer las leyes de conservación de la energía y de la cantidad

de movimientoÄ La fracción de la energía que es transferida al e- Compton es muy diferente según el

valor de E:Ä Fotones de energía elevada ⇒ gran parte de la energía se transfiere al e-

ComptonÄ Fotones de energía baja ⇒ la casi totalidad de la energía es transportada por el

fotón disperso

El fotón incidente absorbido por el átomoes reemitido con la misma energía E, en

una dirección cualquiera ⇒ simplecambio de dirección del fotón incidente

22

2.3.1.4 Materialización (producción por pares) Ä En el campo eléctrico intenso alrededor del núcleo, el fotón se puede materializar en

forma de dos electrones: uno positivo y uno negativoÄ Una energía de 2x0,51 MeV es necesaria para crear los dos electrones, el excedente

corresponde a la energía cinética de las dos partículas.

2.3.1.5 Reacción nuclear Ä Un fotón puede ser absorbido por un núcleo, el cual se vuelve inestable, por lo cual

se desintegra posteriormente, emitiendo generalmente un n.Ä Esta reacción se produce solamente para fotones de energía muy elevada 2.3.2 Coeficiente de atenuación (µ)

Ä Representa, para un fotón, la probabilidad de sufrir una interacción con la materia.Ä El coeficiente µ depende de la naturaleza del medio y de la energía E del fotónÄ Cuando los fotones atraviesan un espesor dx, se producen:

23

dN=-µ N dx En cada cm o en cada unidad de espesor del absorbente se pierdeuna misma proporción de fotones con respecto al número defotones que emergieron del cm o unidad anterior

N = N0 e-µx La función exponencial se presenta de esta forma

Capa hemirreductora (CHR): espesor que reduce a 50% el número de fotones

incidentes

σ N dx efectos Compton τ N dx efectos fotoeléctricos π N dx efectos de materialización

o sea (σ + τ + π) N dx interacciones

24

CHR = In2/µ

Ä depende como µ de la naturaleza del medio y de la energía E de los fotones.Ä para un medio determinado es una representación de la penetración de la radiación, más expresiva que µ.

Eγ= (MeV)

25

3. MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMETRICASFís. Esp. José Esaú Garavito Castellanos

INTRODUCCION

La necesidad de establecer normas de protección contra los efectos biológicos perjudiciales,producidos por las radiaciones ionizantes, se hizo patente a los pocos meses deldescubrimiento de los Rayos X por Roentgen en 1895 y el comienzo del trabajo conelementos radiactivos en 1896.Como consecuencia del trabajo con radiaciones ionizantes, algunos operadores en estecampo, comenzaron a manifestar efectos nocivos. El análisis de síntomas patológicos de unconjunto de radiólogos, permitió establecer en 1922 que la incidencia de cáncer en estegrupo de trabajo, era significativamente, más alta respecto a otros médicos, circunstanciaésta que demostró la peligrosidad de las radiaciones ionizantes y la necesidad de establecernormas específicas de radioprotección, con la introducción de nuevas magnitudesradiológicas, así como sus correspondientes unidades.La normativa internacional que inició la normalización de las magnitudes y unidades en elcampo de la Metrología, tuvo su arranque cuando en 1875, 17 países firmaron laConvención del Metro y se creó la oficina internacional de Pesos y Medidas (BIPM).En 1925, se creó la Comisión Internacional de Medidas y Unidades Radiológicas (ICRU),cuya misión más importante se centra en hacer recomendaciones respecto a:Magnitudes y unidades de radiación y radiactividad. Métodos de medida y campos deaplicación en Radiobiología y Radiología Clínica. Datos y constantes físicas requeridaspara la aplicación de estos procedimientos.De 1953 a 1962 la ICRU estableció las definiciones de las magnitudes: dosis absorbida,exposición, dosis equivalente y actividad, y sus correspondientes unidades especiales: rad,Roentgen, rem y curio. En mayo de 1975 a propuesta de la ICRU, la BIMP adoptó comounidades SI (sistema internacional de medidas) el Bequerelio y el gray, abriéndose unperíodo de 10 años para la adopción definitiva de las nuevas unidades.La aplicaciones de las recomendaciones del ICRP (Comisión Internacional de Protecciónradiológica) requiere de la comprensión de una variedad de conceptos y magnitudes.Muchas tienen aplicación en otros campos de la ciencia, por lo que la forma y precisión conque se establecen las definiciones reflejan esta variedad de aplicaciones.Esto implica que para comprender los mecanismos a través de los cuales se producen losmúltiples efectos que la radiación ionizante puede inducir en los organismos vivos y surelación con las magnitudes básicas utilizadas en protección radiológica, es necesarioconocer previamente las magnitudes básicas que permiten caracterizar y cuantificar losfenómenos de la desintegración radiactiva, generación, transporte e interacción de laradiación ionizante con la materia.

26

3.1 DEFINICIONES

A continuación se especifican algunos términos empleados en las definiciones de lasmagnitudes que se han de definir mas adelante.

Interacción.

Se refiere al proceso por los cuales, ya sea la energía o la dirección de la trayectoria de lapartícula incidente, es alterada. La interacción puede ser seguida de la emisión de una ovarias partículas secundarias.

Evento de deposición de Energía.

Se refiere a un evento en el cual una partícula ionizante o un grupo de partículas ionizantesasociadas (secundarias a ella), entregan energía en un volumen dado de la materia.

Magnitud.

Cualidad de un cuerpo o de un fenómeno a la cual se le puede asignar un valor porcomparación con la unidad de medida.

Ejemplo: Longitud, Tiempo, Volumen, corriente eléctrica.

Magnitud Estocástica.

Son aquellas que no puede predecirse su valor, por variar en forma discontinua en elespacio y en el tiempo. Solo puede asignársele una probabilidad de tomar un valordeterminado.

Ejemplos: Longevidad de los humanos (0-120 años);

No. de desintegraciones radiactivas en un instante dado.

Magnitud no Estocástica.

Aquellas que toman valores continuos en el tiempo y el espacio, se definen sobre el valormedio de la magnitud estocástica asociada. Mediante el cálculo puede determinarsecualquier valor que pueda tomar.

Ejemplo: Período de vida de los humanos (75 años); Período físico o semiperíodo de un radionucleído.

Punto de interés.

Es el volumen elemental de materia expuesto en el que se mide la magnitud no estocastica(macroscopica). Este debe cumplir que en el, las interaciones por unidad de masa seanindependientes de variaciones locales de campo y de la constitución del material, a su vez

27

que el numero de interacciones sea tal que permita obtener una medida estadísticamenteaceptable de la variable estocastica a asociada. En la practica para la protecciónRadiológica este volumen elemental corresponde al volumen sensible de los detectores deradiación ionizante donde, dicha radiación hace el deposito de energía produciendo unaserie ionizaciones que luego son contabilizadas por la electrónica asociada al instrumento.

Cuando se miden las diferentesmagnitudes radiológicas con detectoresde radiación es muy importante tener encuenta el tipo de material del volumensensible del detector y el tipo deradiación que incide sobre dichovolumen, ya que estas definen el tipo demagnitud que se va a medir.

3.2 MAGNITUDES DOSIMETRICAS

Son aquellas que permiten la medida de los efectos reales o potenciales de la radiaciónsobre la materia.Se obtienen como el producto entre las magnitudes de campo y de interacción, sin embargono se describen de este modo debido a que lo usual es que se midan directamente.

3.2.1 Energía impartida (ε ):

Es la energía depositada por la radiación ionizante a la materia de un volumen (V):

ε = Σεin - Σεex + ΣQ Unidad[J]

Donde:

Σεin: Suma de energías de todas las partículas directa e indirectamente ionizantes queentran en un volumen (V), excluyendo energías en reposo.

Σεex: Suma de energías de todas las partículas directa e indirectamente ionizantes que handejado el volumen (V), excluyendo energías en reposo.

ΣQ: Suma de todas las energías liberadas, menos las energías gastadas en transformacionesdel núcleo y de partículas elementales ocurridas dentro del volumen (V).

Q = 0; cuando no ocurren cambios de masa en el volumen,

Q < 0; cuando parte de la energía se ha convertido en masa. Esta no participa en procesos

28

de ionización,

Q > 0; cuando la masa en reposo se transforma en energía.

Como se puede ver en este gráfico laradiación ionizante al incidir sobre elvolumen elemental deposita energía queproduce cambios en el material contenidoen dicho volumen, que pueden ser desde laproducción de pares ionicos (suma ionespositivos y negativos) hasta cambios en lacantidad de masa contenida en el volumen.

3.2.2 Dosis absorbida (D)

D = dε / dm Unidad [J/Kg]

Se define como el cociente entre dE/dm, donde dE es la energía depositada en elemento demasa (dm) de cualquier material, por la radiación.

Unidad Antigua.: rad = 100 ergios/gramo; RAD (Radiation Absorbed Dose)Unidad Sistema Internacional.: Gray (Gy) = Julio/Kg1 Gy = 100 rad.

Se define para cada punto del material irradiado (es una función de punto).

La radiación ionizante para entregar laenergía en el volumen elemental lo hace endos pasos, en el primero paso la energíaentregada por la radiación ionizante esempleada para formar el par ionico y en elsegundo paso el electrón secundario(electrón desprendido de los átomos establesdel volumen elemental) termina dedepositar la energía restante generando masionizaciones.Como se puede apreciar para efectos de lamedida de la dosis absorbida el volumenelemental puede ser de cualquier tipo dematerial, y el tipo de radiación ionizante queingresa al volumen puede ser de cualquiertipo (radiación directamente oindirectamente ionizante)

29

3.2.3 Tasa de dosis absorbida (D):

Es el incremento de dosis absorbida en un intervalo de tiempo (dt).

D = (dε)/(dmdt) Unidad[Gy s-1]

3.2.4 Exposicion (X):

X = dQ/dm Unidad [Roentgen], R

Se define la exposición de un haz de fotones (no es aplicable a partículas) como el cocientedq/dm, donde dq es el valor absoluto de la carga total de los iones de un mismo signoproducidos en aire cuando todos los electrones liberados por los fotones en un elemento demasa (dm) de aire, son completamente parados en ese elemento dm.

Sus unidades son:

Röentgen (R) o Renguenio 1 R = 2,58.104 C/Kg.(U. A. = unidad antigua)1 R se define como la cantidad de radiación electromagnética necesaria para producir launidad electrostática de carga (u.e.e.) en 1 cm3 de aire en condiciones normales de presióny temperatura.

1 R = 2.58x10-4 Coul/kg

Como se puede apreciar en estegráfico, muchas veces los electronessecundarios puede ser formado dentrodel volumen elemental, pero si estos noson completamente frenados dentro deeste volumen estos no contribuyen a laexposición.

Para efectos de la medida de laexposición el volumen elemental debeser aire, y el tipo de radiación ionizanteque ingresa al volumen deber radiaciónelectromagnética ( Rayos gamma orayos X).

3.2.5 Relación entre D y X

La energía absorbida en 1 gramo de aire que sufre una exposición de 1 R es de 87 ergios,

30

mientras que la energía absorbida en 1 gramo de aire que recibe una dosis de 1 rad es de100 ergios; lo que permite establecer la siguiente relación entre la exposición y la dosis enaire.

1 R = 0.87 rad

Dosis ( rad) = 0.86 X ( R)

Para determinar la dosis absorbida en medio (s) diferente (s) al aire cuando se conoce laexposición es posible emplear la siguiente relación:

Ds = 0.87 [(µen/ρ)s/(µen/r)air].X

µen/ρ: es función de la energía de la radiación y la relación entre D y X depende de lanaturaleza de la sustancia considerada y del tipo de radiación.

3.3 MAGNITUDES DE APLICACION EN PROTECCIÓN RADIOLOGICA

Tienen en cuenta el tipo y energía de la radiación incidente sobre el cuerpo humano y laradiosensibilidad de los diferentes órganos y tejidos.

Dosis Equivalente ( HT )

Lo que realmente interesa en Protección Radiológica es la dosis absorbida en todo el tejidou órgano ( y no en un punto determinado), ponderada con respecto a la calidad de laradiación. El factor de ponderación utilizado para este fin se conoce ahora como factor deponderación de la radiación WR y se selecciona en función del tipo y energía de laradiación incidente sobre el cuerpo, esta dosis absorbida ponderada se denomina dosisequivalente en un tejido u órgano ( T ) y viene dada por la siguiente expresión:

HT,R = WRDT,R Unidad[J.Kg-1]; Sv

Donde DTR es la dosis absorbida promediada sobre un tejido u órgano T debida a laradiación R.

Su unidad es el Sievert (Sv); la unidad anterior era el rem y su equivalencia con la actual (Sistema Internacional) es:1 Sv = 100 rem

Si el campo de radiación está compuesto de radiaciones de distintos tipos la dosisequivalente se define como:

HT = Σ WRDT,R

31

VALORES INDICADOS PARA WR

Tipo e Intervalo deEnergía de la Radiación

Factor dePonderación dela Radiación WR

Fotones de todas lasenergías

1

Electrones y muones detodas las energías

1

Neutrones con energía:< 10 KeV10 KeV a 100 KeV> 100 KeV a 2 MeV> 2 Mev a 20 MeV> 20 MeV

51020105

Protones de energía mayora 2 MeV

5

Partículas alfa, fragmentosde fisuón y núcleospesados

20

Estos factores permiten tener en cuenta el riesgo relativo que suponen los diferentes tiposde radiación para la salud, entre mayor sea el factor mayor es el riesgo.

3.3.1 Factores de Ponderación de los Tejidos (WT)

La relación entre la probabilidad de aparición de los efectos estocásticos y la dosisequivalente también depende del órgano o tejido irradiado; por lo tanto resulta apropiadodefinir otra magnitud derivada de la dosis equivalente, para expresar la combinación dediferentes dosis equivalentes en diferentes órganos o tejidos de forma tal que se puedacorrelacionar con el efecto estocástico total. El factor utilizado para ponderar la dosisequivalente en un tejido u órgano se llama factor de ponderación del tejido, WT yrepresenta la contribución relativa de ese órgano o tejido al detrimento total resultante de lairradiación uniforme en todo el cuerpo.

3.3.2 Dosis Efectiva ( E )

Se define como la suma de las dosis equivalentes en tejido, multiplicada cada una por elfactor de ponderación para tejido correspondiente:E = Σ WT * HT

Donde HT es la dosis equivalente en el tejido T y WT es el factor de ponderación paratejido correspondiente al tejido T.

32

Su unidad es de Sievert (Sv).

Factores de Ponderación de los tejidos

Tejido u órgano Factor dePonderación delTejido WT

Gónadas 0.2Médula ósea (roja) 0.12Colon 0.12Pulmón 0.12Estómago 0.12Vejiga 0.05Mama 0.05Hígado 0.05Esófago 0.05Tiroides 0.05Piel 0.01Superficie ósea 0.01Resto 0.05

33

4. EJERCICIOS DE MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMETRICASFis. Gerardo Torres, Fis José Esaú Garavito

1. Con un intensímetro se mide una tasa de dosis absorbida de 25 mrad/h de radiacióngamma, ¿a cuánto equivale esta lectura en? :

a) mSv/hb) µSv/h

Solución

a) Lo primero que hacemos es convertir los 25 mrad/h a mGy/h, para ello hacemos unaregla de tres simple

b) como se trata de radiación gamma su factor de peso para la radiación WR=1, entonces latasa de dosis equivalente es igual a

1.b) Como 1mSv/h = 103µSv/h, entonces:

mGy/h 0.25D

/100/1./25

D

mrad/h 25 D

mrad/h 100 mGy/h 1

=

=

→

→

•

•

•

hmradhmGyhmrad

mSv/h 25.0

mGy/h 0.251

.

=

•=

=

•

•

••

H

H

DWH R

sv/h 250

mSv/h 1Sv/h 10x mSv/h 0.25 3

µ

µ

=

=

•

•

H

H

34

2. En una instalación se mide una tasa de exposición de 15 mR/h. ¿cuál es?:

a) La tasa de dosis absorbida en aire (mrad/h).b) La tasa de dosis absorbida en aire (µGy/h).

Solución:

Como

a) Entonces la tasa de dosis absorbida en aire es igual a:

( )hmradhmradD

hmRhmradD

/05,13)/(

)/15(87,0)/(

=

=•

•

b) Como 1 Gy/h es igual a 0.1 mrad/h, entonces:

Gy/h 130,5 µ=•

D

3. El oficial de protección radiológica de una instalación establece que el límite de dosisequivalente para irradiación uniforme en todo cuerpo en el personal ocupacionalmenteexpuesto es de 12 mSv/año. ¿cuál es?:

a) El límite mensual (mSv)b) El límite semanal (mrem)c) El límite diario (µSv)d) La tasa de dosis equivalente que debe existir en la instalación para no sobre pasar el

limite de dosis equivalente establecido (µSv/h)

Solución:

a) Como un año tiene 12 meses, entonces el límite de dosis mensual es:

mSv/mes 1

mes 12año 1x mSv/año 12

=

=

•

•

H

H

b) Como un año laboral tiene 50 semanas laborables, entonces el limite semanal es:

( ) ( )hrXhradD /87,0/••

=

35

semana / mrem 24 mSv/semana 24.0

semana 50año 1 x mSv/año 12

==

=

•

•

H

H

c) Como una semana laborable tiene 5 dias, entonces el limite diario es:

mSv/día 048.0

día 5seman 1x mSv/semana 24.0

=

=

•

•

H

H

Como 1mSv es igual a 1000 µSv, entonces:

Sv/día 48

mSv 1Sv 1000x mSv/día 048.0

µ

µ

=

=

•

•

H

H

d) Como un día laborable consta de 8h, entonces el nivel de tasa de dosis que debe existiren esta instalación es:

Sv/h 6

h 8día 1x Sv/día 48

µ

µ

=

=

•

•

H

H

36

5. EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACIONPhD, María Esperanza Castellanos

INTRODUCCIÓN

El comienzo de la década del 50 se vio ampliamente implicada a nivel mundial endesarrollos científicos en el tema de los efectos de la radiación ionizante sobre el hombre.Esto se debió no solamente a que el horror de los bombardeos de Hiroshima y Nagasakiestaban frescos en la memoria de cada uno, sino a que tres países que estaban ensayandonuevos dispositivos nucleares en la atmósfera, habían comenzado a dispersar materialradiactivo por todo el mundo. Los efectos de tales dispersiones radiactivas eranampliamente desconocidos y la especulación abundaba sobre las consecuencias en la saludde exposiciones a la radiación tan difundidas.

Para resolver tal preocupación, en diciembre de 1955, la Asamblea General de las NacionesUnidas estableció como uno de sus cuerpos subsidiarios el Comité Científico para losEfectos de la Radiación Atómica (The United Nations Scientific Committee on the Effectsof Atomic Radiation –UNSCEAR). El objetivo de ese comité fue el de revisar los niveles,efectos y riesgos de todas las fuentes de radiación, tanto naturales como artificialesincluyendo las explosiones radiactivas. El Comité ha producido como resultado de sutrabajo de casi cincuenta años, más de diez informes, los cuales son considerados por lacomunidad internacional como la fuente de más autoridad en datos sobre radiación y unabase precisa y sólida del conocimiento en la materia.

Los informes de la UNSCEAR acumulan evidencias sobre las fuentes y efectos de laradiación, y los evalúa. El considera un amplio rango de fuentes naturales y artificiales, ysus conclusiones son a menudo sorprendentes. Algunas de ellas:

Ä La radiación causa daños severos al tejido humano sometido a altas dosisÄ A bajos niveles de dosis la radiación puede causar cánceres e inducir efectos genéticos

que pueden afectar a los hijos, nietos y otros descendientes de los individuos irradiadosÄ Sin embargo, es importante entender que las fuente más relevantes de radiación al

público en general no son aquellas que más atraen la atención de la comunidadinternacional, sino que las fuentes naturales contribuyen de forma importante a laexposición del ser humano.

Ä La energía nuclear contribuye solamente en una pequeña proporción a la radiaciónemitida por las actividades humanas; actividades mucho menos controvertidas como eluso de los rayos-x en medicina causa dosis mucho más grandes.

Ä Actividades de rutina como la quema del carbón, viajes aéreos y – particularmente- lavivienda en casas con buen aislamiento puede incrementar sustancialmente laexposición a la radiación natural.

37

Tanto la radiactividad, como la radiación que ella produce existió en la tierra mucho antesde que la vida apareciera. Efectivamente, ellas estuvieron presentes en el espacio antes deque la tierra misma apareciera. La radiación tomó parte en la gran explosión (big-bang) lacual, de acuerdo con nuestro conocimiento dio nacimiento al universo cerca de 20 billonesde años atrás. Desde entonces ella se ha extendido por el cosmos. Los materialesradiactivos formaron parte de la tierra en su formación. Inclusive el hombre mismo es unpoco radiactivo, todo el tejido viviente contiene trazas de sustancias radiactivas. Pero hacesolamente un siglo que la humanidad descubrió este fenómeno elemental y universal:

Ä 1895 Wilhelm Roentgen, físico alemán → descubrió los rayos XÄ 1896 Henri Becquerel, científico francés → radiactividad naturalÄ Marie Curie, química polaca → acuñó el término “radiactividad”Ä 1898 Pierre y Marie Curie → descubrieron el “radium”

No pasó mucho tiempo antes de que Becquerel experimentara los efectos nocivos de laradiación en el tejido viviente; él puso un frasco con radium en su bolsillo, el cual dañó supiel y Marie Curie murió de una enfermedad maligna en la sangre, probablemente debido ala exposición a la radiación. Por lo menos 336 de los primeros trabajadores con radiaciónmurieron debido a las dosis que ellos recibieron.

5.1 RADIACIÓN Y DOSIS

El origen de todos los efectos de la radiación producida por materiales radiactivos está en elátomo y su estructura. El proceso completo de transformación se llama “radiactividad” ylos núclidos inestables se llama “radionúclidos”. El número de transformaciones que tienelugar cada segundo en una cantidad de material radiactivo, se llama su actividad. Lasdiferentes formas de radiación son emitidas con diferentes energías y poderes depenetración y entonces tienen diferentes efectos en los objetos vivientes. La radiación alfaes detenida, por ejemplo, por una hoja de papel, y puede escasamente penetrar las capasexternas muertas de la piel; por tanto, no son peligrosas a menos que las sustancias que lasemiten ingresen al cuerpo a través de una herida abierta o sean consumidas o respiradas,caso en el cual ellas son especialmente dañinas. La radiación beta es más penetrante, ellapueda atravesar 1 cm o 2 de tejido vivo. La radiación gamma que viaja a la velocidad de laluz, es extremadamente penetrante y puede atravesar espesores de plomo y de concreto.

Es la energía de la radiación la que produce el daño, y la cantidad de energía depositada enel tejido viviente se llama “dosis”. La dosis puede provenir de cualquier radionúclido ogrupo de radionúclidos, tanto si ellos están por fuera del cuerpo o desde dentro después deque hayan sido inhalados o ingeridos con comida o agua. La dosis se expresa de diferenteforma dependiendo de la cantidad y partes del cuerpo irradiadas cuando el individuo esexpuesto y el período durante el cual la exposición tuvo lugar.

La cantidad de la energía de la radiación que es absorbida por gramo de tejido es llamada“dosis absorbida” y se mide en Grays (Gy). Pero ella no representa la historia completaporque una dosis de radiación alpha produce más daño que la misma dosis de radiación

38

beta o gamma. Por tanto la dosis necesita ser ponderada de acuerdo con su potencial paraproducir daño, dándole un peso de 20 con respecto a las otras. Esta dosis ponderada esconocida como la “dosis equivalente” y se mide en Sieverts (Sv). Por otra parte unas partesdel cuerpo son más vulnerables que otras y una dosis equivalente dada de radiación es máspropensa a causar un cáncer fatal en el pulmón que en la tiroides, por ejemplo- y losórganos reproductores son particularmente considerados debido al riesgo de daño genético;a las diferentes partes del cuerpo se les asigna también pesos. Una vez ella ha sidoponderada apropiadamente, la dosis equivalente se vuelve “dosis equivalente efectiva”, yes también expresada en Sieverts (Sv).

Esto, sin embargo, describe solamente dosis individuales, pero si se adicionan todas lasdosis equivalentes efectivas recibidas por un grupo de individuos, el resultado es llamado“dosis equivalente efectiva colectiva” y es expresado en sieverts-hombre (Sv-hombre). Seintroduce, además una definición adicional porque muchos radionúclidos decaen tanlentamente que ellos son radiactivos por mucho tiempo y por tanto, la dosis efectivacolectiva equivalente será entregada a las generaciones de individuos sobre el tiempo, sehabla entonces de “dosis efectiva colectiva equivalente comprometida”.

Esta jerarquía de conceptos puede parecer complicada, pero ella los introduce en unaestructura coherente, y permite registrar las dosis consistente y comparativamente.

5.2 FUENTES NATURALES DE RADIACIÓN

La mayor parte de la radiación recibida por la población del mundo proviene de las fuentesnaturales. La exposición a la mayoría de ellas es ineludible. En toda la historia de la tierrala radiación ha caído sobre su superficie desde el espacio exterior y surge de los materialesradiactivos en su corteza. El hombre es irradiado de dos maneras. Las sustancias radiactivaspueden permanecer fuera del cuerpo e irradiarlo desde el exterior o “externamente”. O ellospueden ser inhalados con el aire o ingerido con los alimentos o el agua y así irradiar elindividuo desde adentro o “internamente”.

Pero, aunque todos en el planeta recibimos radiación natural, algunas personas reciben másque otras. Esto puede depender de donde ellos viven, por ejemplo las dosis en algunoslugares con rocas particularmente radiactivas son más altas que el promedio. Algunas dosispueden ser consecuencia del estilo de vida de los individuos: el uso de materiales deconstrucción especiales para las casas, cocinas a gas, aislamiento para las casas e inclusiveviajes aéreos pueden incrementar la exposición a la radiación natural.

Globalmente, las fuentes terrestres son responsables de la mayor parte de la exposición delhombre a la radiación natural. En circunstancias normales, ellas proveen más de 5/6 de ladosis equivalente efectiva anual recibida por un individuo – la mayoría por irradiacióninterna. Los rayos cósmicos contribuyen con el resto principalmente por irradiación externa

Exactamente la mitad de la exposición del hombre a la radiación natural externa provienede los rayos cósmicos. La mayoría de ellos se originan en la profundidad del espaciointerestelar; algunos se originan en el sol durante los destellos solares. Ellos irradian la

39

tierra directamente e interactúan con la atmósfera para producir posteriormente otros tiposde radiación y diferentes materiales radiactivos. Nadie se escapa a esta lluvia universal einvisible, pero ella afecta algunas partes del globo más que otras: los polos reciben más quela región ecuatorial, porque el campo magnético de la tierra desvía la radiación.

El nivel de dosis recibida por los individuos se incrementa con la altitud puesto que elespesor de aires, el cual actúa como blindaje, es inferior. De acuerdo con datos publicados acomienzos de los años 80, una persona que vive cerca al mar recibe en promedio una dosisequivalente efectiva de cerca de 300 µSv de radiación cósmica cada año, mientras quealguien que vive a 2000 m recibirá varias veces más. Los viajes aéreos exponen lospasajeros y la tripulación a tasas de dosis más altas, a pesar de los cortos períodos detiempo. Entre 4000 y 12000 m, el nivel del vuelo intercontinental más alto, la exposición ala radiación cósmica se incrementa cerca de 25 veces.

La radiación terrestre proviene principalmente de los materiales que conforman la corteza.Los principales materiales radiactivos en las rocas son potasio-40, rubidio-87, y dos seriesde elementos radiactivos que se originan en el decaimiento del uranio-238 y el torio-232,radionúclidos de larga vida que existen en la tierra desde su origen. Naturalmente losniveles de radiación terrestre difieren de lugar a lugar en el mundo, puesto que lasconcentraciones de estos materiales en la corteza terrestre varían.

5.3 EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN EL HOMBRE

La radiación por su naturaleza misma es nociva para la vida. A bajas dosis ella puede darcomienzo a una cadena de eventos parcialmente conocidos que llevan a un cáncer o dañogenético. A altas dosis, ella puede matar las células, dañar los órganos, y causar muerterápida.

El daño causado por dosis altas, generalmente se hace evidente en unas horas o días. Loscánceres, sin embargo, toman muchos años – usualmente décadas – para aparecer. Y, pordefinición las malformaciones hereditarias y los daños causados por daño genético tomangeneraciones para manifestarse; serán los hijos, los nietos o los descendientes más remotosde las personas originalmente irradiada quienes serán afectados.

Mientras que usualmente es muy fácil identificar los primeros (efectos agudos de las dosisaltas), es casi siempre extremadamente difícil neutralizar los efectos “tardíos” debidos adosis bajas, lo cual se debe en parte a que ellos se manifiestan mucho tiempo después de laexposición e inclusive entonces es muy difícil asociarlos con certeza a la radiación puestoque tanto el cáncer como el daño genético pueden tener otras causas.

Las dosis de radiación deben alcanzar un cierto nivel para producir daño agudo, pero nopara causar cáncer o daño genético. Por tanto ningún nivel de exposición a la radiaciónpuede considerarse seguro. Al mismo tiempo, ningún nivel de dosis es “uniformemente”peligroso: inclusive a dosis relativamente altas, podría suceder que nadie se vea afectadoporque los mecanismos de reparación del cuerpo usualmente contrarrestan el daño sufrido.Similarmente, alguien expuesto a una dosis de radiación no está en modo alguno

40

predestinado a desarrollar cáncer o sufrir daño genético, pero se encuentra en mucho mayorriesgo que si el no hubiera sido irradiado. Y el tamaño del riesgo se incrementara con ladosis.

5.3.1 Clasificación global de los efectos de la radiación sobre el ser humano

Los efectos de la radiación sobre el ser humano se clasifican en:

Ä Somáticos: pueden aparecer en la misma persona irradiada. Dependen de: el tiempo deaparición de aparición de los síntomas después de la exposición (tempranos si lossíntomas aparen una horas o unos días después y tardíos si ello ocurre meses o añosdespués) y de la distribución de la dosis en el órgano comprometido.

Ä Genéticos: se manifiestan solamente en la progenie del individuo irradiado, porcompromiso de las células germinales. Se estima que del 1 al 6% de todas lasalteraciones genéticas pueden deberse a la radiación.

Los efectos somáticos se pueden clasificar en:

Ä Determinísticos

Ä Pérdida de la función de un órgano o tejido debida a que un número suficiente decélulas son eliminadas o resultan incapaces de reproducirse

Ä Se manifiestan cuando las dosis recibidas sobrepasan un cierto umbral y esimprobable que aparezcan por debajo de esos valores

Ä Para dosis superiores al umbral, la gravedad del daño guarda relación con ladosis

Ä Estocásticos

Ä Efectos que se producen cuando a pesar de la lesión debida a la radiación, lacélula puede conservar su capacidad reproductiva y genera un clon de célulasmodificadas que pueden conducir a un cáncer, o ser transmitidas genéticamente(en el caso de las células germinales de las gónadas) a los descendientes

Ä No tienen umbralÄ El riesgo de su producción se incrementa con la dosisÄ La severidad del daño es independiente de la dosis

5.3.2 Efectos agudos

Se producen solamente después de una dosis mínima o umbral. Diferentes partes delcuerpo presentan reacciones muy diferentes y la dosis necesaria para causar daño dependede si ella es suministrada en un sólo momento o de manera fraccionada. Muchos órganospueden reparar de alguna manera el daño producido por la radiación y entonces puedentolerar una serie de pequeñas dosis mejor que la misma dosis total dada en una exposiciónúnica. Por supuesto, si la dosis es alcanza cierto valor, la persona irradiada puede morir.Dosis muy altas, del orden de 100 Gy, dañan el sistema nervioso central de tal maneraque la muerte puede ocurrir en algunas horas o días. A dosis de 10 a 50 Gy en el cuerpo

41

entero, la victima puede morir de daño gastrointestinal entre una y dos semanas mástarde. Dosis más bajas todavía pueden evitar el daño gastrointestinal –o permitirrecuperarse de él- pero puede causar la muerte después de uno o seis meses, principalmentepor daño en la medula roja en los huesos –el tejido en la cual se forma la sangre; unadosis de cuerpo entero de cerca de 3 a 5 Gy puede matar a la mitad de las personasque la reciben. Por supuesto, es generalmente la combinación de esos tres síndromes loque es fatal.

La médula roja de los huesos y el resto del sistema sanguíneo son las partes más sensiblesdel cuerpo a la radiación, y son afectadas por dosis pequeñas de 0.5 a 1 Gy.Afortunadamente ellos tienen una gran capacidad de regeneración y, si la dosis no es tangrande como para doblegarlas, se pueden recuperar completamente. Si solamente se irradiauna parte del cuerpo, puede ocurrir que suficiente medula ósea sobreviva para remplazar laque se ha dañado.

Los órganos reproductores y los ojos son particularmente sensibles. Dosis únicas de sólo0.1 Gy en los testículos puede producir la esterilidad temporal del hombre, y dosis de cercade 2 Gy pueden causar la esterilidad permanente. El ovario es menos sensible, pero dosisúnicas por encima de 3 Gy pueden causar esterilidad, mientras que dosis más altas puedenser administradas de forma fraccionada sin afectar la fertilidad.

El cristalino es la parte del ojo más vulnerable a la radiación: debido a la muerte de suscélulas él se vuelve opaco, lo cual puede originar cataratas o ceguera total. Entre más altasea la dosis más alta será la pérdida de la visión. Dosis únicas de 2 Gy o menos puedencrear opacidades y cataratas de progresión más seria ocurren con dosis de 5 Gy. Inclusive laexposición ocupacional ha mostrado afectar el ojo: dosis de 0,5 a 2 Gy durante diez a veinteaños incrementan la densidad y opacidad del cristalino.

5.3.3 Aceptabilidad de los riesgos

En el caso de las actividades laborales con radiación ionizante, los individuos trabajansiguiendo principios de protección radiológica, los cuales garantizan que las dosis recibidasno sobrepasen ciertos límites de dosis, establecidos para evitar la ocurrencia de efectosestocásticos y disminuir la probabilidad de efectos determinísticos. Por tanto, es claro queen condiciones normales de trabajo no se presentan efectos agudos y que ellos solamentepodrían ocurrir en situaciones de accidentes graves.

Por tanto, en el caso de la actividad normal, solamente hay riesgo de efectosdeterminísticos, los cuales se pueden presentar también en personas ajenas, laboralmentehablando, a la radiación ionizante. En efecto, todo ser humano está expuesto a la radiaciónnatural.

En consecuencia, el riesgo asociado a la actividad laboral con radiación ionizante debevalorarse en comparación con otros muchos riesgos a los cuales el ser humano en su vidadiaria está sometido.

42

6. FUNDAMENTOS Y OBJETIVOS DE LA PROTECCIONRADIOLOGICA

Ing. Esp. Rubén Quintero

INTRODUCCION

La Comisión Internacional de Protección Radiológica, ICRP, ha aprobado sus nuevasRecomendaciones (1) quien justifica sus recomendaciones considerando los informesexhaustivos que publican periódicamente el "Comité Científico de las Naciones Unidaspara el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas" (UNSCEAR) y organizacionesnacionales como el "Comité sobre los Efectos Biológicos de las Radiaciones Ionizantes"(BEIR) de la Academia Nacional de Ciencias (NAS) de USA, así como también numerosostrabajos de los investigadores más reconocidos internacionalmente.

Las nuevas Recomendaciones son el resultado de un proceso de evolución realizado a partirde las recomendaciones publicadas en 1977 (2). En efecto, desde entonces nuevos datos einterpretaciones de la información existente indicaban, con razonable grado de certeza, quelos riesgos por unidad de dosis asociados con la radiación ionizante son mayores que lo quese había estimado una década atrás.

Al igual que las anteriores, las nuevas Recomendaciones están referidas a la protección delhombre frente a las radiaciones ionizantes, teniendo en cuenta que ellas son sólo uno de losmuchos peligros que se enfrenta en la vida. Enfatizan el concepto de que las radiacionesdeben ser tratadas con cuidado más que con miedo, y que para realizar evaluaciones y parala toma de decisiones, sus riesgos deben ser analizados en perspectiva teniendo en cuentalos riesgos asociados con otras actividades humanas.

El propósito principal de las Recomendaciones es proveer un adecuado nivel de protecciónpara el hombre compatible con el uso de las radiaciones en aquellas prácticas en las que suempleo sea beneficioso. Las Recomendaciones se ocupan solamente de la protección delhombre, entendiendo que el grado de control ambiental necesario para proteger al hombrecomo individuo en el nivel actual de ambición asegurará que no se pone en riesgo a otrasespecies, al menos como poblaciones o especies. Por esta razón, el ambiente es consideradosolamente en relación a las distintas vías mediante las cuales los radionucleídos puedenafectar al hombre.

La protección radiológica tiene como objetivo la protección del hombre contra los efectosnocivos de la radiación, permitiendo no obstante importantes prácticas que podrían resultar enexposición a radiación.

El propósito principal de las recomendaciones publicadas periódicamente por el ICRP esproveer un adecuado nivel de protección para el hombre compatible con el uso de lasradiaciones en aquellas prácticas en las que su empleo sea beneficioso. Otros aspectos de la

43

protección del ambiente no son tratados específicamente, ya que los requerimientos para laprotección del hombre son tales que si el hombre está protegido, es de esperar que otrasespecies vivientes estarán también suficientemente protegidas.

6.1 ACTIVIDADES HUMANAS Y EXPOSICION A LA RADIACION.Algunas actividades humanas planificadas incrementan la exposición total a la radiación, seapor la introducción de nuevas fuentes de exposición, por incrementar el número de individuosexpuestos o por ambas causas, se denominan "prácticas". Otras actividades humanas estándestinadas a reducir el nivel existente de exposición a la radiación, o la probabilidad existentede sufrir una exposición que no sea parte de una práctica controlada, se denominan "intervenciones".

6.1.1 Tipos de exposicion a la radiacion.La realización de las prácticas tendrá por resultado ciertas exposiciones a la radiación cuyamagnitud se podrá predecir, aunque con cierto grado de incertidumbre: estas exposicionesprevistas se denominan exposiciones normales.También pueden contemplarse escenarios en que haya posibilidades de exposición, peroninguna certidumbre de que tal exposición tendrá lugar efectivamente: estas exposiciones queno son de esperar pero sí posibles, se denominan potenciales.Las exposiciones a la radiación (normal y potencial) de los trabajadores en el ejercicio de susocupaciones se denominan "exposiciones ocupacionales"; la de los pacientes en lasactividades de diagnóstico o de tratamiento "exposiciones médicas" y la de los miembrosdel público que pueden ser afectados por una práctica o una intervención "exposiciones delpúblico".

6.2 OBJETIVOS DE LA PROTECCION RADIOLOGICALos objetivos de la protección radiológica son los de evitar los efectos deterministicos yreducir la probabilidad de los efectos estocásticos. Para alcanzar dichos objetivos serecomienda el uso de un sistema de limitación de dosis compuesto por los siguientesrequerimientos:

6.2.1 Justificación de la prácticaNinguna práctica que origine exposición humana a la radiación debería ser autorizada, salvoque su introducción produzca un beneficio neto positivo, aún tomando en cuenta el detrimentopor radiación resultante.

6.2.2 Optimizacion de la proteccionToda exposición implica un riesgo, entonces conviene reducir todas las exposiciones al valormás bajo razonablemente alcanzable.

Para determinar lo que es razonablemente alcanzable, se deben considerar los beneficiosresultantes de la reducción de dosis por debajo de los límites recomendados contra el aumentode los costos que origine esta reducción. De esta manera es posible optimizar el costo de laprotección radiológica.

44

Como consecuencia de la optimización se establecen los niveles de referencia y los límitesautorizados.

6.2.3 Limites de dosis individuales

Las dosis equivalentes individuales, originadas por todas las prácticas (excepto aquellasespecíficamente excluidas) deben ser menores que los límites de dosis correspondientes.Los límites de dosis establecidos no son límites de diseño, son el valor de una magnitud queno debe ser superada. Estos límites primarios se aplican a cada individuo o en exposición alpúblico y no se aplican a exposiciones de fuentes naturales no modificadas, ni por prácticasmédicas. Respecto a este último el ICRP hace la siguiente restricción: la exposición médicaintenta proporcionar un beneficio directo al individuo expuesto. Si la práctica es justificada yla protección optimizada, la dosis en el paciente será tan baja que sea compatible con elpropósito médico. Por tanto no se establecen límites.

6.3 LIMITES

El modo de acotar y controlar los riesgos derivados de la exposición a radiaciones consiste enestablecer límites de dosis equivalentes, límites secundarios, límites derivados, límitesautorizados y niveles de referencia.

6.3.1 límites básicos o primarios

Se aplican a la dosis equivalente y efectiva, se establecen de modo que el grado de riesgo seael mismo ya se trate de irradiación uniforme de todo el organismo o de exposicióndiferenciada para cada órgano. Tabla-1

6.3.2 Límites secundarios

Se aplican para irradiación externa e irradiación interna. En el caso de la irradiación externa,cuando se carece de información sobre la distribución de dosis en el organismo el límitesecundario se aplica al valor máximo de la dosis equivalente en el cuerpo a profundidadesmayores que 1 cm.En el caso de exposición interna, los límites secundarios son los límites de incorporación poringestión o inhalación. Cuando el análisis de efectúa sobre un grupo cuyas característicasdifieren substancialmente de las que corresponden al hombre de referencia debe tomarse encuenta tales diferencias para el establecimiento de los límites secundarios.Los límites secundarios son utilizados cuando no es posible aplicar directamente los límitesbásicos. Un ejemplo corresponde a la incorporación de radionúclidos al organismo, para serconsistentes con el límite básico en este caso se establece el límite de incorporación anual(LIA), el cual consiste en el valor de la incorporación anual de un radionúclido que produciríala dosis efectiva de 20 mSv.

45

6.3.3 Límites derivados

El control de las situaciones de irradiación se ve facilitado mediante el establecimiento delímites referidos a condiciones ambientales; los mismos responden a modelos de situacionesque permiten determinar la correlación con los límites básicos. Así por ejemplo puedenestablecerse límites de tasa de dosis equivalente en un lugar de trabajo; límites decontaminación en aire, contaminación de superficies y de material de trabajo. El límite decontaminación de aire se encuentra establecido con la concentración derivada en aire (CDA),que corresponde a la concentración de un radionúclido que de ser respirado durante un añolaboral de 2000 horas a 1.2 m3/h, se traduciría en el LIA por incorporación.

6.3.4 Límites autorizados

Son límites autorizados por la autoridad competente o, por la dirección de una institución. Seestablecen en general y como resultado de los procesos de optimización, por debajo de loslímites derivados.

Tabla-I LIMITES RECOMENDADOS POR LA ICRP 60

Aplicación Ocupacional Público Dosis Efectiva

Dosis equivalente anual Cristalino del ojo Piel Extremidades

20 mSv por año Promediado sobre un período de 5 años.(*)

150 mSv/a 500 mSv/a 500 mSv/a

1 mSv poraño (**)

15 mSv/a 50 mSv/a 50 mSv/a

(*) Con la condición adicional de no sobrepasar 50 mSv en un solo año(**) En circustancias especiales una dosis efectiva de 5mSv en un solo año, siempre que ladosis media en 5 años consecutivos no sea superior a 1 mSv por año.

Para exposiciones ocupacionales externas e internas, la ICRP establece que los límites de dosisindividuales no excederán si cumplen la siguiente relación:

46

Donde HIS es el índice de Dosis Equivalente, HId es el índice de Dosis Equivalente, Ij, es laincorporación anual del radionúclido j, y el ALIj es el límite anual de incorporación para elradionúclido j. Estos LIA se encuentran reportados en la publicación 61 de la ICRP.

6.4 NIVELES DE REFERENCIA

Pueden ser establecidos para cualquiera de las variables determinadas en la implementación deun programa de protección radiológica. Un nivel de referencia no es un límite y es usado paradeterminar un curso de acción cuando la variable excede, o puede predecirse que excederá, elnivel de referencia.

6.4.1 Nivel de registro

A efectos de simplificar el sistema de archivo de información sobre las dosis equivalentescorrespondientes al personal conviene establecer un nivel de referencia de modo que aquellosvalores que se encuentren por debajo del mismo no sean registrados en razón de su escasasignificación.

6.4.2 Nivel de investigación

Cuando las dosis equivalentes recibidas por las personas ocupacionalmente expuestas superanun cierto valor que pueden considerarse justificado y característico del tipo de operación, laautoridad debe investigar las posibles causas con el propósito de evitar que se excedan loslímites autorizados.

6.4.3 Nivel de intervención

Debe prefijarse cual es el nivel de dosis equivalente que justifica la intervención de laautoridad no solo para fines de investigación sino para lograr la corrección de aquellascircunstancias que hacen posible esos niveles de dosis pudiendo a tal efecto suspender elfuncionamiento de la instalación.

Idj

j

j

HmSv

+ ILIA20

1∑ ≤

ISH500 mSv

1≤

47

6.5 CONDICIONES DE SERVICIO

6.5.1 Mujeres embarazadas

Una trabajadora que se dé cuenta de que está embarazada debe notificarlo para que semodifiquen sus condiciones de trabajo si es necesario.

6.5.2 Jóvenes

Ninguna persona menor de 16 años deberá estar sometida a exposición ocupacional.Ninguna persona menor de 18 años se le deberá permitir trabajar en una zona controlada a noser que lo haga bajo supervisión y exclusivamente con fines de capacitación.

6.6 CLASIFICACION DE ZONAS

Según los riesgos inherentes y el potencial de exposición, las zonas de trabajo se clasifican enControladas y Supervisadas.

6.6.1 Zona controlada

Es aquella en la que en las condiciones normales de trabajo, incluyendo incidentes menores,requieren que el trabajador cumpla procedimientos y prácticas bien establecidas, dirigidasespecíficamente a controlar la exposición a la radiación.

6.6.2 Zona supervisada

Es aquella en la cual se siguen ciertas condiciones de trabajo, pero normalmente no sonnecesarios procedimientos especiales.Estas definiciones están mejor asentadas en la experiencia operacional. La ICRP consideraactualmente que la separación de los 3/10 del límite de dosis que se realizaba anteriormente esun poco arbitraria, y recomienda que la designación de área controlada y área supervisada serealice en la etapa de diseño o directamente sobre la base de la experiencia operacional.

48

7. EVALUACION DE RIESGOS EN EL MANEJO DE FUENTESRADIACTIVASFís. Esp. Uriel Chica

7.1 EVALUACION DE RIESGOS EN EL MANEJO DE FUENTES RADIACTIVAS

Las distintas aplicaciones de las fuentes radiactivas, involucran riesgos en mayor o menorgrado, dependiendo de los parámetros que las caracterizan y de su presentación, la cualpuede ser abierta o sellada.

Una fuente radiactiva abierta es aquella en la que el material radiactivo puede salir delrecipiente y entrar en contacto con la persona, en este caso, el individuo está expuesto a laradiación que emite la fuente y además a una contaminación tanto externa, como interna.La contaminación externa se presenta cuando el material radiactivo se deposita en la piel dela persona, y la contaminación interna ocurre cuando el material radiactivo ingresa alorganismo por ingestión, inhalación por absorción a través de la piel o a través de algúncorte o herida

Una fuente sellada es aquella que está contenida en un recipiente hermético con suficienteresistencia mecánica para impedir que el material radiactivo escape, en las condicionesnormales de uso. La fuente sellada mientras conserve su hermeticidad, no presentaráriesgo de contaminación, solamente se observará emisión de radiación, existiendoúnicamente el riesgo de irradiación externa debido al campo de radiación generado sinposibilidad de contaminación del medio ambiente.

Las fuentes abiertas provocan ambos riesgos: contaminación e irradiación externa, mientrasque las fuentes selladas solo producirán el riesgo de irradiación externa.

7.2 RIESGOS DE IRRADIACIÓN EXTERNA.

El riesgo de irradiación externa se debe a la existencia de campos de radiación en el área detrabajo cuyo efecto sobre el personal ocupacionalmente expuesto depende de la dosisequivalente que haya recibido. Además de los factores intrínsecos del diseño de lainstalación, para el caso de instalaciones permanentes, y los debidos a procesosincorrectos en la operación de las fuentes radiactivas, el efecto posible o dado sobre elpersonal ocupacionalmente expuesto depende de la actividad de la fuente, el tipo de isótopoy la energía de las partículas y fotones emitidos.

La dosis recibida depende directamente del tipo de radiación emitida y de su energía, estaúltima relacionada con el poder de penetración. Por esta razón la radiación X y gamma y

49

los neutrones son los que presentan mayor riesgo en la irradiación externa Las partículasalfa no constituyen riesgo porque son absorbidas por algunos centímetros de aireinterpuestos entre la fuente y el operador o son absorbidas por la capa muerta de la piel.Las partículas beta pueden constituir o no riesgo, dependiendo de la energía.

7.3 MEDIDAS DE PROTECCION PARA LA IRRADIACION EXTERNA

Las medidas de protección contra la irradiación externa se inician desde la planeación deltrabajo a realizar

Ä El diseño adecuado de las Instalaciones de acuerdo aplicación proyectada, esto eninstalaciones permanentes.

Ä La seguridad que presente el recipiente de contención de la fuente. Esta relacionadocon el diseño, construcción y pruebas al producto por el fabricante, que garanticen lahermeticidad de la fuente.

Ä En la manipulación de la fuente, deben establecerse los procedimientos, de tal formaque la dosis recibida sea la mínima posible, utilizando para ello razonablemente losparámetros distancia, tiempo y blindaje. Y adicionalmente realizando los monitoreoscorrespondientes.

Con el fin de disminuir el riesgo a sobre-exposiciones, en la realización de losprocedimientos, se deben tener en cuenta los siguientes aspectos:

Ä Las fuentes solo deben ser operadas por personal capacitado. Un adecuadoentrenamiento de los operadores y la formación continuada, actualización deconocimientos y estudio de experiencias y accidentes en otras instalaciones, disminuyela ocurrencia de situaciones de anormalidad.

Ä Poseer instrumentos de medida y elementos de seguridad necesarios. Se debe ejercerun adecuado control de los niveles de radiación, estableciendo procedimientos demonitoreo, sin omitir o hacer comprobaciones incompletas.

Ä Mantener el equipo en condiciones adecuadas. Establecer procedimientos para realizarlas y pruebas de mantenimiento de los equipos. Para las fuentes selladas hacer laspruebas de fuga con la frecuencia requerida.

Ä Clasificar, demarcar y señalizar las fuentes radiactivas y las áreas de trabajo,estableciendo los procedimientos para el ingreso y/o visitas a la instalación. En el casode movimiento de fuentes se debe mantener un registro de las mismas.

Ä -En la elaboración del manual de seguridad, se debe considerar el planeamiento yreparación para emergencias, el cual debe ser consecuente con los riesgos potencialesexistentes en la instalación

50

7.4 RIESGOS DE CONTAMINACIÓN EXTERNA E INTERNA

Cuando se utilizan fuentes abiertas, adicionalmente a la irradiación externa, el principalriesgo se debe a la contaminación externa e interna. La dosis generada por estascontaminaciones dependen del grado de radiotoxicidad y la actividad del radionúclidocontaminante, del tipo de radiación emitida, su energía, la vida media del radionúclido, supermanencia en el organismo y el órgano en que se localice. En este caso, losradionúclidos emisores alfa y beta son los más peligrosos, debido a su ionizaciónespecífica en volúmenes reducidos de tejido, produciendo un daño más severo que elocasionado por los radionúclidos emisores gamma y de neutrones debido a que estasradiaciones son más penetrantes y una porción importante de la energía puede salir delórgano o del cuerpo.

7.5 MEDIDAS DE PROTECCION CONTRA LA CONTAMINACION

El riesgo de contaminación se presenta cuando se manejan fuentes abiertas, por lo tantotodo recipiente que las contenga debe estar debidamente demarcado y señalizado, donde seespecifique el contenido, su forma física y química, su actividad o concentración y la fechaen que es válida.

Toda operación con este tipo de fuentes debe planearse y organizarse de manera que seevite la dispersión del material radiactivo, por lo tanto dependiendo del radionúclido que semaneje, de su radiotoxicidad, la cantidad empleada y de su forma química y física, se debetener en cuenta:

Ä El diseño adecuado de las instalaciones de acuerdo aplicación proyectada lamanipulación de polvos requieren de precauciones especiales y más rigurosas que las delíquidos o sólidos no pulverizados.

Ä La seguridad de cada zona de la instalación, zona activa o caliente, deberá estardebidamente señalizada para advertir la presencia del material. Se debe mantener unregistro de las fuentes existentes y su movimiento.

Ä En la manipulación del material radiactivo, deben establecerse los procedimientos,aprobados por el responsable de protección radiológica antes de su ejecución de talforma que la dosis recibida sea la mínima posible, disponiendo de todo lo necesariopara minimizar los riesgos de contaminación y proveer de las medidas correctivaspertinentes en caso de accidente.

Ä En el área de trabajo con este tipo de fuentes, conviene evitar todo desplazamiento depersonas y materiales que no sean necesarios. Todo material de vidrio, equipo oinstrumentos que se utilicen con el material radiactivo, deberá marcarse parareconocerlo y tomar las precauciones pertinentes para su manejo y eliminación en casonecesario.

51

Ä Antes de abandonar el área de trabajo, se debe realizar una inspección para verificar lano existencia de contaminación de manos, zapatos y ropa de calle, si ésta se llevabadurante el trabajo. Este monitoreo debe realizarse con la instrumentacióncorrespondiente que permita detectar la más mínima contaminación.

7.6 CONTAMINACION

La contaminación se presenta por descuidos en el manejo de las fuentes abiertas. Losmétodos y procedimientos para evaluar las dosis debidas a contaminaciones externas einternas son bastantes complejos, y se requiere de la participación de personal y equiposespecializados. Los procedimientos y frecuencias de estas evaluaciones se establecerán encada instalación de acuerdo a los riesgos de contaminación existentes en cada una de ellas.

Con el fin de establecer los límites anuales de incorporación de materiales radiactivos,congruentes con los límites primarios, la Comisión Internacional de Protección Radiológicaestableció los Límites de Incorporación de Radionúclidos, en la Publicación 30(ICRP,1979). Estos límites se han venido revisando y el ICRP en su Publicación 61 de1991, establece los nuevos Límites Anuales de Incorporación de Radionúclidos paratrabajadores, basados en las recomendaciones de 1990.

52

8. PROCEDIMIENTOS OPERACIONALES DE PROTECCIONRADIOLOGICA PARA LA IRRADIACION EXTERNA

Fís. Esp. Uriel Chica

INTRODUCCION

La acción lesiva de las radiaciones ionizantes ha conducido al establecimiento deCRITERIOS y LIMITES para las dosis que podrían recibir las personas que realizan unadeterminada práctica con materiales radiactivos. La capacitación del personalocupacionalmente expuesto debe conducir a la determinación del riesgo importante queexiste en el manejo de fuentes radiactivas, y por tanto estas personas deben tener ideas muyclaras acerca de los problemas y soluciones que plantea la radioprotección, tanto para simismo como para el público en general.

El operador de una fuente radiactiva debe ser capaz de calcular la dosis que puede producirla fuente que manipula, así como los métodos para su racional minimización, no solo alos límites legales, sino también a los niveles operacionales fijados por la empresa.

8.1 PROCEDIMIENTOS OPERACIONALES PARA DISMINUIR LOS RIESGOS ALA IRRADIACION EXTERNA.

Existen una serie de procedimientos básicos que permiten alcanzar razonablemente losobjetivos expuestos, basados en:

Ä TIEMPO mínimo de operaciónÄ DISTANCIA razonablemente máxima entre el operador y la fuenteÄ BLINDAJE adecuado entre el operador y la fuenteÄ MONITOREO de las áreas de trabajo

El uso razonable e inteligente de los parámetros distancia, tiempo y blindaje es fundamentalpara disminuir las dosis o para mantenerlas lo mas bajo posible, y adicionalmente se debenrealizar los procedimientos de monitoreo, que aunque no proveen protección, si constituyenun factor de seguridad.

8.2 MANEJO DEL PARÁMETRO TIEMPO

La dosis equivalente (H), que recibe una persona al permanecer un tiempo t en un árearadiactiva, en la que la tasa de dosis equivalente sea H', es igual a:

H=H'* t

53

Las tasas de dosis equivalentes que se reciben normalmente en una instalación radiactiva,varían entre 1 y 10 mSv/h.

Entonces se pregunta, cual es la tasa de dosis equivalente máxima, que puede existir en unazona de trabajo para no sobrepasar los límites, tanto en un caso normal de operación comoen situaciones de emergencia?.

En zonas con niveles altos de radiación, el tiempo de permanencia depende del tipo de tareaa realizar y la destreza en la ejecución, sin embargo los tiempos deben evaluarse, de talforma que las dosis recibidas no superen los valores establecidos de acuerdo a la situaciónque se este planteando. En situaciones de emergencia, se deben conocer las operaciones ytareas que se deben realizar y en lo posible hacer pruebas en frío (simulacros).

8.3 MANEJO DEL PARÁMETRO DISTANCIA

La emisión de radiación corpuscular o electromagnética (partículas alfa, beta, gamma, etc.),se efectúa de forma isotrópica, interactuando con todo el material que encuentra a su paso,depositando energía y frenándose en el caso de las partículas y disminuyendo la intensidadde la radiación con respecto a la distancia de la fuente.

En el caso de emisores alfa, basta con alejarnos unos cuantos centímetros para mantenernosprotegidos de la irradiación externa. Por ejemplo, el alcance en aire de una partícula alfacon energía de 4 MeV es de 2.5 cm. Para energías entre 4 MeV y 8 MeV el alcance estaentre 2.5 cm a 7.5 cm.

En el caso de las partículas beta que tienen un alcance mayor que el de las partículas alfa,son de menor riesgo que para el caso de la radiación gamma ya que con el uso de materialeslivianos son detenidas fácilmente. El alcance de las partículas beta es función de la energíamáxima. Mas adelante para evaluar los blindajes, se establecerán las ecuacionescorrespondientes para el cálculo de la penetración máxima o alcance de estas partículas endiferentes materiales. El alcance en aire de partículas beta con energía de 2 MeV es de 7.5metros aproximadamente.

La radiación gamma tiene un poder de penetración notablemente mayor que el de partículasalfa ybeta por lo tanto su recorrido libre medio en el aire es mucho mayor.

El campo de radiación que produce una fuente depende de las características del materialradiactivo. En general, para materiales emisores gamma, la fuente de acuerdo a susdimensiones y forma geométrica se puede considerar como lineal, superficial ovolumétrica, sin embargo con el propósito de facilitar los cálculos de los campos deradiación y cuando las dimensiones de la fuente son suficientemente pequeñas, comparadascon la distancia fuente-punto de interés, dichas fuentes se pueden considerar puntuales eisotrópicas. En este caso, la ecuación que nos permite evaluar la tasa de exposición queproduce una fuente gamma puntual es directamente proporcional a la actividad de la fuentee inversamente proporcional al cuadrado de la distancia fuente-punto de interés:

54

X'= Γ*A/d2

Donde,

X' corresponde a la tasa de exposición, dada en mR/h, ó R/h ó CKg-1s-1

Γ es la constante específica gamma, dada en (C kg-1s-1 Bq-1m-2) ó en ( R h-1Ci-1m2)A es la actividad de la fuente, dada en Bq ó en Cid es la distancia fuente-punto de interés, dada en m

Teniendo en cuenta, desde el punto de vista de la protección radiológica, que para laradiación gamma podemos hacer la equivalencia de unidades de exposición y de dosisequivalente, entonces:

Si, X'1 = Γ*A/(d1)2, y, X'2 = Γ*A/(d2)2

Entonces: Γ*A = constante =X'1(d1)2 =X'2(d2)2

Como X' = H', entonces H' 1(d1)2 = H'2(d2)2

Una consecuencia muy Importante se manifiesta a través de esta última expresión, adistancias grandes, las dosis diminuyen, siendo un parámetro importante en laradioprotección.

8.4 MANEJO DEL PARAMETRO BLINDAJE

En algunas situaciones no es posible o suficiente reducir las tasa, de dosis a partir delmanejo de los parámetros tiempo y distancia, siendo necesario interponer una barrera físicaentre la fuente y el operador, la cuál debe ser de un material y espesor adecuado para que latasa de dosis equivalente se reduzca a un valor que garantice una operación con la mínimadosis al personal ocupacionalmente expuesto.

Este parámetro (blindaje), es el más importante en el diseño de una instalación o al elestablecer procedimientos de trabajo; se requiere que en su evaluación se analicencuidadosamente todas las variables, para optimizar el blindaje con el objetivo de asegurar laprotección de los diferentes grupos críticos, y no hacer gastos exagerados con blindajessobrendimensionados.

8.4.1 Blindaje Para Fuentes Emisora Alfa

En el caso de las fuentes emisoras de partículas alfa no presentan ningún riesgo cuando setrata de fuentes selladas, mientras no pierdan su hermeticidad, debido a que pueden serdetenidas hasta por una hoja de papel o 20 cm de aire.

55

8.4.2 Blindaje Para Emisoras Beta

Las fuentes emisoras de partículas beta si representan algún riesgo debido a que tienen unpoder de penetración mayor que el de las partículas alfa, sin embargo sigue siendo bajo conrespecto a la radiación gamma o de neutrones. El riesgo que se presenta al blindar este tipode fuentes se debe a la presencia de la radiación de frenado o Bremsstrahlung cuando seutilizan materiales densos como barreras físicas, debido al frenado de las partículas condicho material parte de su energía cinética se transforma en radiación electromagnéticacorrespondiente a radiación X. Por tal razón, normalmente se usan materiales de bajadensidad como blindajes, tal como madera, vidrio, plástico, etc. Para efectos de calcular elblindaje requerido para fuentes emisoras beta puede obtenerse a partir del alcance (R), elcual se obtiene mediante las siguientes ecuaciones:

R (mg/cm2) = 412*E l.265- 0.0954 lnE

Cuando la energía máxima de las partículas beta esta comprendida en el rango 0.01 < E <2.5 MeV

R (mg/cm2) = 530 * E - 106

Cuando la energía máxima de las partículas beta es mayor a 2.5 MeV.

R (mg/cm2) = X (cm)*δ(mg/cm3)

donde x es el espesor del material blindante y δ es su densidad.

Cuando se utilizan materiales con número atómico (Z) mayor a 13, es necesario calcular lafracción de energía cinética que se transforma en radiación X, y de acuerdo a la intensidadobtenida, se analiza si se requiere atenuar esta radiación, y por tanto calcular el blindajenecesario. La fracción que se transforma en fotones X se puede calcular por la siguienteexpresión:

f = 3.5 * 10-4 Z* E

donde Z es el número atómico del absorbedor y E la energía máxima de las partículas betaemitidas.

8.4.3 Blindaje Para Fuentes Emisoras De Radiación Gamma

Para el caso del blindaje de fuentes radiactivas emisoras de radiación gamma a diferenciade la radiación corpuscular alfa o beta que pueden ser absorbidas completamente por elmateria esta se atenúa exponencialmente sin llegar a ser absorbida totalmente. Suintensidad puede reducirse aumentando el espesor del blindaje, pero nunca se puede llevar acero. La expresión matemática que representa la atenuación es:

X = X0e-µ x

56

X corresponde a la tasa de exposición transmitida que no han interactuado con elmaterial

X0 corresponde a la tasa de exposición sin blindajeµ el coeficiente de atenuación linealx el espesor del material blindante

donde F representa una fuente emisora y P el lugar en el cual se mide la intensidad de laradiación X y X0, x representa el espesor del blindaje. Siempre X0 > X.

El valor del coeficiente de atenuación lineal, µ, depende del tipo de radiación, de la energíade y del tipo de material utilizado como blindaje. Sus unidades se expresan en cm-1,cuando x se expresa en cm, ya que el exponente debe ser adimensional. En algunos casosse acostumbra a expresar el espesor del material en términos de la densidad,denominándose espesor másico, y se obtiene de acuerdo a la expresión:

xm= x*δ

xm representa el espesor másico (g.cm-2)δ representa la densidad del blindaje (g.cm-3)x representa el espesor del blindaje (cm)

Cuando se utiliza el espesor másico, en la expresión para determinar el haz transmitido, sedebe reemplazar el coeficiente de atenuación lineal µ por el coeficiente másico deatenuación (µm=µ/δ), con unidades (cm2g-1).

La expresión: X= X0e-µx se satisface para haces estrechos, es decir, para haces colimados.En algunas situaciones se tienen fuentes cuyos haces de radiación son anchos o sin ningunacolimación generando campos isotrópicos, en estas situaciones el blindaje, además deabsorción y transmisión, contribuye notablemente a la transmisión por la presencia deradiación dispersa. Con el fin de tener en cuenta esta radiación y poder evaluar sucontribución la expresión antes anotada se ve modificada por un factor denominado buildup, B, cuyo valor depende de la energía de la radiación incidente, del material utilizadocomo blindaje y de su espesor. Considerando este término, la expresión queda así:

X = XoB-µx

57

Donde B es un factor de build up el cual es adimensional y representa el incremento de latasa de exposición debido a la dispersión, su valor no puede ser determinado teóricamente,por lo tanto, su valor se determina experimentalmente para cada material utilizado comoblindaje, energía, espesor y geometría.

8.4.4 Procedimientos Para el Cálculo de Blindajes, en el Caso de la Radiación Gamma

-Cuando se utiliza la expresión X = X0 Be-µx para la evaluación de blindajes, los cuales serealizan por tanteo, por métodos iterativos. Se calcula inicialmente un primer valor de xhaciendo B= 1, con este primer valor de x se evalúa µx y a partir de tablas que se hanobtenido experimentalmente se establece el nuevo valor de B, el cual aplicado en laecuación permite encontrar el valor del espesor del material que reduzca la tasa deexposición al valor esperado. Este procedimiento se repite cuantas veces sea necesariohasta que se observe una mínima variación del espesor calculado.

-Otro procedimiento para el cálculo de blindajes es mediante el uso de curvas detransmisión, las cuales también han sido obtenidas experimentalmente para condicionesgeométricas específicas, que son descritas en la elaboración de las curvas. Por esta razón,al utilizar estas curvas o las tablas del caso anterior, es importante verificar si se dan lascondiciones geométricas similares. Para el empleo de las curvas de transmisión, serelaciona la fracción X/X0 con el espesor de un material empleado como blindaje para laradiación gamma de un determinado radioisótopo. Por lo tanto, a partir del valor X/X0 seencuentra un valor aproximado de x utilizando la respectiva curva de transmisión.

fT = X/X0 = Be-µx

este valor de fT se encuentra en las curvas de transmisión.

-Otra forma simplificada de obtener el espesor de material blindante, es mediante el uso delconcepto de espesor hemi-reductor o capa hemireductora, el cual corresponde al espesorde un determinado material que atenúa la tasa de exposición en un punto de interés a lamitad de su valor. En la expresión X = Xo e-µx, cuando X/X0 = l/2, el valor de x sedenomina capa hemireductora o espesor hemireductor, y se representa por x 1/2

X/X0= 1/2 = e-µx

µx = ln2x 1/2=0.693/µ

siendo x 1/2 el espesor hemireductor. La evaluación del espesor hemireductor, a partir deesta expresión, solamente es válida para haces monoenergéticos y bien colimados, comopuede notarse el factor B se hizo igual a 1. En general el espesor hemireductor se obtieneexperimentalmente para cada material y para cada radionúclido emisor gamma. En lasiguiente tabla se dan valores aproximados de espesores hemireductores de haces nocolimados de radiación gamma:

58

MATERIAL (X 1/2 en cm)

ISOTOPO URANIO PLOMO ACERO HORMIGON

Co - 60 0.70 1.25 2.21 12.7Cs - 137 0.30 0.64 1.73 5.30Ir - 192 0.48 0.48 1.27 4.80Au - 198 1.10 1.10 4.10Ra - 226 1.30 1.30 2.30 13.00

Para la evaluación del espesor de un blindaje determinado, se requiere del conocimiento deuna serie de características geométricas de la fuente y del haz de radiación, corno tambiéndel tipo de material que mas conviene utilizar. Se debe disponer de suficiente información,de tablas y curvas que nos facilitan un primer cálculo aproximado. Por lo tanto, cuando sehacen cálculos de blindajes, se deben verificar una vez instalados, con el fin de comprobarsu efectividad, realizando los respectivos monitorajes.

8.5 PROCEDINTOS DE MONITOREO

La evaluación de las tasas de exposición, o, tasas de dosis absorbida, o, tasas de dosisequivalente, en las áreas de trabajo y zonas aledañas a las mismas son fundamentales paraestablecer los procedimientos de trabajo y para verificar el acertado uso de los parámetrosdescritos en los numerales anteriores.

Es importante recordar que los monitores de las áreas de trabajo no proveen protección,pero son un factor decisivo de seguridad. Todo operador de una fuente radiactiva debeconocer los niveles de radiación que se generan, en condiciones normales de operación, enlas áreas de trabajo y en áreas de interés. Dichos valores deben ser REGISTRADOS, paraque sirvan como parámetros de control y permitan comprobar, a partir de estos valores, sise están cumpliendo los limites de dosis recomendados.

La rigurosidad y frecuencia de los monitorajes se deben establecer en cada institución deacuerdo a los riesgos existentes. Estos deben ser compatibles con los procedimientos desegundad establecidos para la operación segura de las fuentes en dicha instalación. Enáreas donde las tasas de exposición sean elevadas los períodos de monitoreo deben ser masfrecuentes.

En instalaciones donde se operen fuentes selladas, los monitoreos corresponden a laevaluación de los campos de radiación generados por las fuentes en condiciones deoperación y cuando la fuente no esta en operación. Cuando se manipulan fuentes abiertas,además de la evaluación de los campos de irradiación, se deben establecer monitorajestendientes a detectar contaminación de superficies elementos de trabajo y la contaminaciónexterna de los operadores. Adicionalmente se deben establecer procedimientos para laevaluación de la concentración de la contaminación ambiental del área de trabajo, con el finde comparar estos valores con los limites de concentración derivada en aire para cadaradionúclido y de esta manera establecer sí la incorporación de material por esta vía superalos valores recomendados.

59

9. EJERCICIOS SOBRE PARAMETROS OPERACIONALESIng. Esp. Fernando Mosos

l. TIEMPO.

Ä Siendo el límite anual de dosis equivalente, H, igual a 20 mSv, cuál es la máxima tasade dosis equivalente que puede existir en una instalación radiactiva para que ningúntrabajador sobrepase el límite mencionado?.

* Evaluemos el tiempo en horas de un año de trabajo. Este es un número variableen casos particulares pero para efectos de cálculo se supone igual:

Considerarnos 50 semanas/año5 días/semana8 horas/día

Entonces el número de horas anuales es: N = 50* 5 *8 = 2000 horasPor lo tanto:

hmSvhmSvNHH max /01.02000/20/' ===

2. DISTANCIA

Ä Con un intensímetro se mide una tasa de dosis equivalente igual a 1 mSv/h, a 3mde una fuente Radiactiva. Cuál será la tasa de dosis equivalente a 0.5 m de dicha

fuente?

hmSvH /1'1 = , d1= 3 m, H’

2=?, y , d2=0.5 m

H’1(d1)2=H2(d2)2 entonces, H’

2=H’1*(d1/d2)2

H’2=1 mSv/h (3m/0.5m)2 = 36 mSv/h

3. BLINDAJE

Ä Partículas Beta. Calcular el espesor del vidrio y de lucita necesarios para blindar unafuente de fósforo 32P (fuente emisor beta). La densidad del vidrio ordinario es 3.27g/cm3 y el número atómico Z es 14, la densidad de la lucita es 1.20 g/ci-n-') y elnúmero atómico Z es 8.

60

La Emax de las partículas beta emitidas por el 32P es de 1.71 MeV. Entonces, el alcance(R) es igual a:

R = 412. 1.265-0.0954 In E= 790.23 mg/cm2

Como R = x*δ , entonces el espesor x es igual a R/δ

Xvidrio = (0.790 g/cm2)/(3.27 g/cm3) = 0.24 cmXlucita = (0.790 g/cm2)/(1.20 g/cm3) = 0.66 cm

En estos casos (z pequeño) no se requiere de un blindaje adicional para los rayos X quese generen por Bremsstrahlung ya que este problema se Presenta solo cuando seemplean materiales de alta densidad (Z grandes) como blindaje.

Ä Radiación gamma. Calcular el espesor de blindaje necesario en concreto, acero yplomo para un haz de radiación colimado de 192lr. Se desea obtener una tasa deexposición de 2 mR/h en un punto a 2 metros de una fuente de 60 curios.

Primero calculamos la tasa de exposición sin blindaje Γ= 0.5 R m2 / hCi

X0=Γ*A/d2= (0.5 Rm2/hCi)*60 Ci /(2 m)2 = 7.5 R/h

Calculamos ahora el factor de transmisión

fT =X/Xo = (0.002 R/h)/7.5 R/h = 2.67* 10-5

fT = e-µx = 2.67* 10-5

A partir de¡ valor de¡ factor de transmisión (fT), podernos entrar en curvas detransmisión para concreto, acero y plomo, obteniendo el valor correspondiente delespesor requerido.

Otra forma de calcular el espesor requerido es utilizando los espesoreshemireductores: x = In(1 /2.67* 10-5) ln(2) / x1/2

Si se conoce el espesor hemireductor de cada uno de los mater'ales. Cuando laradiación incidente corresponde al iridio 192 los x 1/2 son:

Xl/2conereto = 4.8Xl/2acero = 1.27 cmXl/2plomo = 0.48 cm

Entonces se calculan los espesores correspondientes:

X concreto = 57 cmX acero = 15 cmX plomo = 6 cm

61

10. INSTRUMENTACION EN PROTECCION RADIOLOGICAFis. Msc. Hernán Olaya D. Físico, Téc. Esp. Guillermo Casallas

INTRODUCCION

El hombre ha estado sometido a la acción de un conjunto de radiaciones de diversasprocedencias, entre las que se encuentran las radiaciones ionizantes. Sin embargo, ningunode nuestros sentidos esta capacitado para la percepción de alguna de ellas, a pesar de sunocividad. Una sobrexposición, incluso mortal, no se percibe por la victima y sus primerosefectos solo se manifiestan hasta algunas horas, días, o varios años después de recibirlas.Esta ausencia total de señales de alarma sensoriales, conlleva a un menosprecio del peligroque favorece la ocurrencia de equivocados procedimientos con las fuentes radiactivas.

RADIACION

VISTA

OLFATO

OIDO

Por las anteriores razones, y aprovechando el fenómeno de la ionización que se producedebido a la interacción de la radiación con la materia, se cuantifica la radiación a traves deinstrumentación electrónica especializada.

10.1 CLASIFICACION DE LA INSTRUMENTACION

A partir de los fenómenos que se dan en la materia por interacción con la radiación, podemosclasificar los detectores de radiaciones ionizantes empleados en radioprotección, según elmecanismo físico involucrado en el proceso de detección, en: Detectores por ionizacion ydetectores por excitacion.

Los detectores por ionización comprenden básicamente los gaseosos y los semiconductores.Los detectores gaseosos pueden ser cámaras de ionización, contadores proporcionales y losdetectores Geiger Müller.

Los detectores por excitación pueden ser clasificados a su vez, en inmediatos y retardados.Los detectores de excitación inmediatos son básicamente los detectores de centelleo y losdetectores de excitación retardados, agrupan entre otros los de película fotográfica, los

62

termoluminiscentes, los radiofotoluminiscentes, los de emisión exoelectrónica termo ofotoestimulada, etc.

A partir de las lecturas suministradas o la información obtenida de los detectores de radiaciónionizante, con el fin de cuantificar los campos de radiación o las dosis recibidas por el personalocupacionalmente expuesto, este tipo de instrumentación se puede clasificar, desde el puntode vista de la protección radiológica, en dos grandes grupos: Los intensimetros o monitoresde radiacion y los dosimetros personales.

Los intensímetros se usan para determinar la tasa de exposición en los instrumentos másantiguos, o la tasa de dosis absorbida, o la tasa de dosis equivalente en los instrumentos másrecientes. La lectura de estos instrumentos se puede encontrar en Roentgen/hora (R/h), cuentaspor minuto (cpm), miliGray/hora (mGy/h), miliSievert/hora (mSv/h), etc., según el tipo ymodelo del instrumento utilizado.

En el mercado pueden encontrarse diferentes sistemas de medición, por lo tanto el usuariotiene la ventaja de elegir el que más le convenga de acuerdo a las necesidades de medida,coherentes con la aplicación y técnica nuclear que este desarrollando.

Existe una clasificación de la instrumentación que tiene que ver directamente con la aplicaciónradiológica y la adecuación del instrumento con la práctica: los detectores personales, losmonitores portatiles, los detectores de area (radiacion ambiental), los electrometros deprecision y los detectores telescopicos.

Dentro de los tipos de detectores más convencionales están los detectores gaseosos y losdetectores de estado sólido, a continuación se mostrará una breve descripción de estosdetectores:

10.2 DETECTORES GASEOSOS

10.2.1 Camaras de ionizacion

Este tipo de instrumento consta principalmente de un detector con dos electrodos metálicosque pueden ser dos placas paralelas, dos superficies cilíndricas concéntricas o una barrametálica rodeada de una superficie cilíndrica. Entre los electrodos se interpone un gas(comúnmente aire) el cual va a ser ionizado por el campo de radiación al cual se le somete.

La ionización del gas da lugar a la producción de electrones e iones gaseosos positivos,simultáneamente se aplica un potencial eléctrico (mayor de 10 V) entre los electrodos, loselectrones libres y los iones positivos son atraídos por el electrodo de carga opuesta, por lotanto, una fracción de iones es atraida por los electrodos y la otra fracción es recombinada.

La proporción descargada en los electrodos crece sí se aumenta el potencial entre loselectrodos, por ejemplo, para 50 V todos los iones producidos por la radiación ionizante sonatraídos por los electrodos y no se produce recombinación, puede que siga aumentado el

63

potencial pero llegará un momento en que no habra variación de carga colectada para unvoltaje determinado.

La neutralización de cargas sobre los electrodos da lugar a una corriente i, cuando laintensidad de corriente corresponde a la captura de todos los iones primarios se denomina is"corriente de saturación". Una cámara de ionización funciona "en corriente" cuando elpotencial aplicado da lugar a la salida de corriente de saturación cuya intensidad esproporcional a la intensidad de la ionización causada por la radiación en el gas.

La magnitud de la radiación depende de la actividad de la fuente y de la energía de laradiación, en conclusión una cámara de ionización "en corriente" hace diferenciación porenergía.

Otro tipo de camara de ionización es la que trabaja "en pulsos", para tal fin, se debe asociaruna electrónica más compleja. Al producirse un pulso se produce una variación súbita de latensión del electrodo colector por efecto de la descarga de los electrones producidos.

Las magnitudes de las corrientes producidas en una cámara de ionización son muy pequeñas,del orden de los nanoamperios por ello se debe amplificar la señal por medio de un"amplificador electrónico", de este modo, los pulsos pueden ser registrados por un escalímetro,que al final es un registrador de pulsos de tensión.

10.2.2 Contadores proporcionales

Al igual que una cámara de ionización este funciona con un gas, utilizándose comúnmenteargón mezclado con un 10% de metano, y para propositos de detección de neutrones se usa ungas hidrocarburo liviano, un gran volumen del detector y contrucción de las paredes con unmaterial de bajo número atómico.

La tensión aplicada a los electrodos es un poco mayor que la utilizada en las cámaras deionización, debido a ello se producen ionizaciones secundarias que crea una avalancha deelectrones que luego van a ser detectados en uno de los electrodos, debido a este fenómenoestos instrumentos tienen una mayor sensibilidad que las cámaras de ionización. Se llamanproporcionales porque si se aumenta la tensión aplicada a los electrodos aumentaproporcionalmente la fracción de electrones colectados. Estos detectores hacen diferenciaciónde energías y por lo tanto son adecuados para medir y diferenciar entre diferentes tipos deradiación. Los pulsos colectados son relativamente pequeños y de todas formas se debeamplificar la señal mediante un amplificador

10.2.3 Contadores GEIGER MULLER

La estructura de un detector de este tipo es similar a la de un contador proporcional, contandocon dos electrodos y un gas de relleno generalmente argón mezclado con un pequeñoporcentaje de gas “extintor” a una baja presión aproximadamente 0.1 atm, el ánodo suele serrecto o en forma de aro. La tensión aplicada en los electrodos es mayor que en los contadoresproporcionales creándose una avalancha de electrones tan grande que se extiende en todo elgas, debido a esto, todos los pulsos tienen el mismo tamaño y debido a ello no hay

64

diferenciación de energía. La multiplicación de los pulsos son del orden de 1V y puedenregistrarse en un escalímetro sin necesidad de una etapa de amplificación.

A causa del pequeño tamaño del detector y de la simplicidad de la electrónica asociada estosinstrumentos se utilizan de manera portátil y a un bajo costo.

10.3 DETECTORES SEMICONDUCTORES

Estos detectores son solidos construidos de elementos puros a los cuales la radiación ionizanteles produce un efecto de excitación a los electrones menos ligados al átomo “electrones devalencia” llevándolos a un nivel de mayor energía llamado nivel de “electrones deconducción” donde pueden desplazarse libremente entre el cristal. Al pasar a la banda deconducción quedan desligados de los átomos de la red cristalina quedando una vacancia quecorresponde a una carga positiva, esta vacancia puede ser ocupada inmediatamente por unelectrón del átomo vecino y este a su vez deja una vacancia que luego va a ser ocupada, dandocomo resultado una carga positiva desplázandose hacia el cátodo. De los materialessemiconductores utilizados están el Germanio, el Silicio y el Arsienuro de galio. El germaniohiperpuro conduce corriente bajo un campo eléctrico por movimiento de electrones y agujeroshacia los electrodos.

10.4 DETECTORES DE CENTELLEO

Los electrones del cristal de centelleo son excitados por la radiación directa e indirectamenteionizante,Estos detectores usan la propiedad de reemitir la excitación atómica o molecular en forma deluz. Cuando el fenómeno sucede de manera instántanea se le denomina “fluorescencia” y sisobrepasa un tiempo mayor a 10-8 s se le llama “fosforescencia”, parte de la energía deexcitación es devuelta como vibración térmica y otra como radiación visible. Los cristalesutilizados se les llama “fósforos” o haluros alcalinos.

Cuando a sido excitado un electrón, este queda ocupando un nivel en la banda de conducciónpara luego caer en un nivel intermedio (entre la banda de conducción y la banda de valencia)inmediatamente este cae al nivel de valencia emitiendo un fotón de luz “proceso fluorescente”.

Entre los materiales utilizados como detectores están : el NaI (Tl), el antraceno y el para-terfenilo.

Debido a que parte de la energía de excitación se pierde, la eficiencia de estos detectores espobre. En la detección de la luz emitida se emplea un tubo fotomultiplicador que amplifica ycuantifica la luz conviertiéndola en una señal eléctrica del orden de 10mV para luego llevarla auna etapa de preamplificación y amplificación.

Los detectores de centelleo hacen diferenciación por energía y son muy empleados paradetectar niveles de radiación del orden del fondo natural.

65

10.5 INTENSIMETROS O MONITORES DE RADIACION

Estos sistemas de detección podemos considerarlos constituidos por dos bloques básicos: ElDetector y La Electronica Asociada.

El detector actúa como transductor, es el dispositivo que transforma la energía del campo deradiación a medir en otro tipo de energía más fácil de procesar.

La electrónica asociada tiene por objeto procesar adecuadamente la información entregada porel detector y presentarla al operador mediante una lectura en las unidades correspondientespara su interpretación y evaluación.

Los intensímetros utilizados en radioprotección, poseen detectores, generalmente, deionización gaseosa ( cámaras de ionización, contadores proporcionales, o geiger müller) cuyaelectrónica esta diseñada para dar una respuesta de tal forma que su lectura sea en unidadesinternacionales como miliRoentgen por hora (mR/h) o Roentgen por hora (R/h), miliGray porhora (mGy/h) o milirad por hora (mrad/h), microSievert por hora (mSv/h) o miliSievert porhora (mSv/h), según sea antiguo o reciente el modelo del instrumento.

Los intensímetros comúnmente usados en trabajos de campo como medidores portátilesposeen detectores de ionización gaseosa, siendo más frecuente el Geiger Müller o la cámara deionización que los contadores proporcionales.

Los intensímetros utilizados como Monitores de Area generalmente se encuentran eninstalaciones permanentes. Poseen alarmas luminosas y/o acústicas, y de acuerdo a laaplicación disponen de accesorios opcionales tales como indicadores remotos, señales debloqueo,etc. En ningún caso los monitores de área reemplazan al intensímetro portátil.

10.6 MANEJO DE LA INSTRUMENTACION Ä Antes de utilizar un intensímetro se debe verificar el estado de las baterías, ya que de esto

depende su correcto funcionamiento.

66

Ä Seleccionar la escala adecuada para medir en nivel de radiación, cuando no se tieneconocimiento del valor esperado se debe iniciar con la escala de mayor rango,cambiándola si es necesario hasta obtener una lectura apreciable.

Ä Algunos equipos poseen un ajuste de cero, el cual debe hacerse de acuerdo con las

recomendaciones del fabricante. Ä La calibración de los instrumentos de medida, es un paso imprescindible antes de

comenzar la utilización de un equipo. Sin embargo, no es menos necesario constatar queentre sucesivas calibraciones el instrumento no ha sufrido variaciones importantes. Parallevar a cabo estas comprobaciones, algunos fabricantes entregan con el instrumento unapequeña fuente radiactiva (fuente de chequeo); es de anotar, que no siempre estas fuentesemiten el tipo de radiación para el cual se utiliza el instrumento, esta es la razón por la cuala estas fuentes se les da el carácter de "fuentes de comprobación de estabilidad" muy lejosdel que algunos usuarios erróneamente le atribuyen al designarlas como "fuentes decalibración"; de ahí que la calibración sea periódica en un laboratorio de metrologíaacreditado oficialmente y sea un paso necesario.

Ä Es de vital importancia tener en cuenta en la interpretación de los resultados el factor de

calibración dado por el laboratorio de metrología.

10.7 ASPECTOS PRACTICOS EN LA UTILIZACION DE INTENSIMETROS Ä No se deben realizar prácticas que involucren radiaciones ionizantes cuando no se

disponga de un intensímetro que funcione correctamente y que sea adecuado para el tipode radiación emitida.

Ä El fallo más frecuente en los intensímetros se debe a las baterías agotadas. Cuando el

instrumento se va a dejar de usar por períodos largos se recomienda quitarle las baterías. Ä Las situaciones de malfuncionamiento en el equipo pueden conducir por interpretación

errónea a que se produzcan accidentes de sobre-exposición: Ä Cuando un instrumento indica lectura elevada. Puede deberse a un campo real alto o a

una avería cuando el campo real es bajo. El accidente ocurre cuando el operadorinterpreta tal lectura como avería instrumental y entonces comete la segunda faltagrave, seguir trabajando sin realizar las respectivas comprobaciones. Para comprobar laavería del instrumento, el operador se debe alejar del campo de radiación observando lalectura del instrumento, si esta se mantiene se debe a la avería del equipo.

Ä Los intensímetros son instrumentos muy frágiles, a pesar que los fabricantes tratan de

hacerlos rudos para este tipo de trabajo. El operador debe recordar que el intensímetro esun instrumento delicado, además de ser el más fiel colaborador para evitar accidentes desobre-exposición.

67

10.8 DOSIMETROS PERSONALES Con el fin de evaluar las dosis recibidas por el personal ocupacionalmente expuesto, seutilizan sistemas para el monitoreo individual, los que podemos agrupar en dosimetros delectura directa y dosimetros de lectura diferida. 10.8.1 Dosimetros de lectura directa. En algunas aplicaciones y de acuerdo a losprocedimientos establecidos, es muy frecuente determinar valores de exposición sobreintervalos de tiempo cortos, tales como un día o menos, utilizando cámaras de ionización tipolapicera u otro sistema que permita obtener las lecturas cuando el usuario lo desee. El dosímetro personal tipo lapicera esta constituido por una cámara de ionización de aire,aproximadamente 2 cm3, con un electrodo central en forma de varilla fina que va unida a unafibra de cuarzo metalizado. Cuando se utilice este tipo de dosímetro personal se deben tener en cuenta los siguientesaspectos: Ä Llevar a cero el dosímetro antes de iniciar cualquier practica. Ä Sujetarlo firmemente y llevarlo continuamente. Ä Leerlo a intervalos más frecuentes cuanto mayor sea el riesgo a una exposición. Ä Si se ha caído o golpeado verificar su normal funcionamiento. Ä Si en una de las lecturas se observa que se fue de escala, inmediatamente verificar los

niveles de radiación para determinar el procedimiento a seguir. Ä Verificar la bondad de la calibración y hacerlo recalibrar cuando sea necesario. Existen otros dosímetros personales de lectura directa cuyo detector es un Geiger Müller y sulectura se muestra en un tablero digital llamados Dosímetros electrónicos personales. Estosdosimetros están dotados por una alarma acústica la cual se activa cuando la intensidad delcampo de radiación supera un nivel prefijado en el instrumento. La electrónica asociada queposeen estos instrumentos los hace más voluminosos siendo menos versátiles que los tipolapicera y por lo tanto menos utilizados. 10.8.2 Dosimetros de lectura retardada Este tipo de dosímetro personal, solamente permite obtener la información de la dosisacumulada mediante el respectivo procedimiento o tratamiento según el tipo de dosímetro. Engeneral, son detectores de excitación, el más frecuentemente utilizado como dosímetropersonal es el de película fotográfica, sin embargo, los detectores termoluminiscentes están

68

siendo ampliamente utilizados como dosímetros personales, sustituyendo o complementando alos de película. En radioprotección los dosímetros de lectura retardada son de gran importancia, ya que si seles da el uso adecuado, permiten el registro de las dosis recibidas por el usuario; y en el casodel dosímetro de película es el único sistema dosimétrico que mantiene la información fijapara cuando sea solicitada. 10.9 USO Y ESCOGENCIA DEL INSTRUMENTO CON FINES DERADIOPROTECCION En la elección de los instrumentos requeridos con fines de radioprotección es fundamentalevaluar los riesgos potenciales que genera la práctica que se desea realizar. Los instrumentos utilizados como medidores portátiles, monitores de área y para monitoreoambiental dependen del tipo de trabajo que se este realizando. En el caso del monitoreoindividual se debe considerar el riesgo a la irradiación externa y el riesgo de la contaminacióninterna, en determinadas prácticas uno de ellos prevalece sobre el otro y en otras ambos sonimportantes y por lo tanto se deben evaluar simultáneamente. En la escogencia de los intensimetros, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR ) recomienda que los instrumentos deben poseer un amplio rango de medida.Consideremos las siguientes situaciones para la selección del instrumento: Ä Fuentes selladas de radiación gamma, equipos emisores de radiación X y electrones.Ä Fuentes abiertas.Ä Fuentes selladas de neutrones y reactores. Para niveles altos de radiación se utilizan las cámaras de ionización, debido a que cubrenrangos que van desde los pocos mR/h a 103 o 104 R/h. Para niveles bajos se usan lo detectores Geiger Müller y los centelladores, estos cubren rangosentre 0.1 mR/h hasta 2 R/h. Es importante que se conozcan muy bien las características del instrumento y una muyimportante se refiere al tiempo de respuesta, especialmente en las instalaciones deradiodiagnóstico, donde en la escogencia del intensímetro se deben considerar las altas tasasde exposición y los cortos tiempos de emisión empleados. En estos casos se recomienda el usode otros métodos alternativos de medida como el uso de dosímetros de película, dosímetrostermoluminiscentes o cámaras de ionización usadas como dosímetros o integradores quetengan un tiempo de respuesta corto y tengan una calibración adecuada para tal fin. En las instalaciones que albergan generadores de electrones, la instrumentación que serequiere para monitorear las áreas aledañas, deben ser intensímetros y/o monitores utilizadospara medir la radiación X que se genera en las dispersiones a través de las barreras blindantes.

69

En el caso de uso de fuentes abiertas, presentan riesgos diferentes a los observados en lasfuentes selladas. Cuando se manipulan fuentes abiertas, el material radiactivo puede serinhalado, ingerido o puede ser incorporado a través de la piel; en general el riesgo deirradiación externa es este caso es despreciable cuando las actividades que se manejan sonpequeñas. Para este tipo de fuentes es necesario realizar: Ä Monitoreo del aire. Este se puede hacer con cámaras de ionización de flujo continuo de

gas, o también haciendo circular aire a través de filtros, los cuales son monitoreadosposteriormente. En general se requieren instrumentos para la detección de betas y gammas,también en algunos casos se requiere instrumentación para monitorear la presencia departículas alfa.

Ä Monitoreo de líquidos. Puede realizarse continuamente o sobre muestras básicas. En el

primer caso se puede realizar sumergiendo un geiger o un detector de centelleo en ellíquido a ser medido. En el segundo caso para el análisis de muestras, se desarrollantécnicas especiales que requieren de instrumentación compleja, la cual solamente se tieneen laboratorios especializados, a los que hay que recurrir para este tipo de evaluaciones.

Ä Monitoreo de superficies. Se pueden medir directamente con detectores geiger sensibles,

de ventana delgada. Para la detección de contaminaciones con materiales radiactivosemisores de partículas alfa, se requiere que la ventana sea extremadamente delgada, de 1 a10 mg/cm2.

También se puede realizar el monitoreo de superficies de forma indirecta realizando un frotis ala superficie con papel filtro, midiendo posteriormente su contenido de material radiactivo yen base a este valor determinar la contaminación superficial. Para el monitoreo individual se deben considerar dos situaciones: La irradiación externa y lacontaminación interna. En la evaluación de las dosis debidas a la irradiación externa se deben seleccionar losinstrumentos de detección de acuerdo al tipo de radiación ionizante emitida por las fuentes y/oequipos que se estén manipulando. Normalmente se recomienda el uso simultáneo de dosdosímetros personales: Uno de lectura directa y otro de lectura retardada con el fin demantener un registro de dosis del personal ocupacionalmente expuesto. En las situaciones donde el riesgo a la contaminación interna es inminente, se hace necesarioun sistema de monitoreo individual que permita evaluar las dosis debidas a dichascontaminaciones. Los procedimientos para realizar dichas evaluaciones requieren de métodoscomplejos e instrumentación especializada, normalmente a través del análisis de excretas delpersonal contaminado. Estas evaluaciones se realizan en laboratorios diseñados para tal fin.

70

10.10 INSTRUMENTACION USADA EN EL MONITOREO DE LA RADIACION

TIPO DEEQUIPO

RADIACIONMEDIDA

RANGO DEMEDICION TIPICO

USO PRINCIPAL

Geiger Muller Beta Equis ( X )

Gamma

0.1 a 100 rem 500 a 100000 cpm

* Medición de campos deradiación. * Contaminación por emisoresbetas y gammas.

Contadores deCentelleo

Beta Equis (X) Gamma

0,01 a 20 rem 50 a 250000 cpm

Evaluaciones con pequeñascontaminaciones.

Cámaras de Ionización Beta Equis (X) Gamma

3 mR/h a 500 R/h Supervisión general

Contador Proporcional Alfa Neutrones

100 a 500000 cpm 1 mrem a 100 rem

* Contaminación alfa * Monitoreo neutrones

Equipo de contaje delaboratorio

Medición de muestras tomadasen áreas contaminadas.

Muestreadores de aire. Monitoreo de la contaminaciónen el aire.

Dosímetros de lecturadirecta.

Equis Gamma

0 a 200 mrem 0 a 5 rem

Monitoreo personal.

Dosímetro de película,y TLD

Beta Equis (X) Gamma

Neutrones

10 mrem a 10000 rem Monitoreo personal.

Dosímetros conalarma

Equis (X) Gamma.

0 a 1000 mrem. Supervisión general.

71

11. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Y FUENTES ENDESUSO

Ing. Esp. Rubén Quintero, Ing. Esp. Fernando Mosos

INTRODUCCION

En el país es mayor el empleo del material radiactivo en diferentes aplicaciones enmedicina, investigación y la industria. Como resultado del uso de fuentes radiactivas(abiertas o selladas) en las diferentes aplicaciones, se generan residuos radiactivos y/ofuentes selladas en desuso los cuáles requieren una gestión cuidadosa y coordinada quegarantice la seguridad de las personas y el medio ambiente.

Los residuos radiactivos se refieren a materiales conteniendo o contaminados con sustanciasradiactivas en niveles de actividad que las dosis asociadas con su eliminación superen loscriterios de exención establecidos por la Autoridad Regulatoria y para el cual no se prevéningún uso futuro. El manejo de este tipo de residuos debe efectuarse en forma segura deacuerdo con los criterios de seguridad radiológica vigentes. La gestión de residuosradiactivos involucra tareas como el manejo o pretratamiento, tratamiento, acondicionamiento,almacenamiento, transporte o eliminación de residuos radiactivos.

El objetivo general de la gestión de residuos radiactivos es garantizar la protección radiológicade los seres humanos y del medio ambiente por períodos adecuados a cada tipo de residuo enconformidad con los principios vigentes de protección radiológica internacionales, medianteun sistema eficaz de control, gestión y evacuación que garantice la seguridad de las personas yel medio ambiente.

11.1 CLASIFICACION DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS

Las alternativas de manejo se basan esencialmente en las características de los residuos:naturaleza y cantidad del nucleido contenido, volumen generado y aspectos químicos y físicos.Es conveniente hacer una clasificación rigurosa de estos, según su estado físico, su actividad, ysu período de semidesintegración, con el fin de llevar acabo una buena gestión.A continuación se resume la clasificación de los residuos teniendo en cuenta los tres aspectosantes mencionados.

72

Diagrama 1. Clasificaciones de los residuos radiactivos

Líquidos Compactables

No compactables Según el Sólidos Estado físico

Combustibles

Gaseosos No Combustibles

Nivel alto Usualmente de periodo largo

Según su Intermedio De periodo largo o corto actividad

BajoNivel De periodo largo o corto

Tipo I Periodo inferior a 6 dias

Tipo Según periodo II Periodo entre 6 y 71 dias de semi- desintegración

Tipo III De periodo superior a 71 dias

11.2 CRITERIOS GENERALES EN LA GESTION DE RESIDUOS RADIACTIVOSEn el manejo rutinario de residuos radiactivos es necesario tener en cuenta criterios operativospara garantizar una adecuada gestión mediante procedimientos como:

Ä Minimizar la generación de residuos radiactivos (reduce costos)

73

Ä Segregar los residuos radiactivos en la fase de generación, evitando mezclarlos conresiduos convencionales.

Ä Almacenar en forma segura y totalmente identificable los residuos radiactivos para sudisposición final.

Ä Reducir el volumen de los residuos (para incrementar la capacidad de almacenamiento odisposición final)

Ä Solidificar los residuos que no pueden ser descargados al medio ambiente.Ä Control de inventario de los desechos eliminados y efluentes descargados.

El sistema de gestión consta de una serie de pasos, los cuáles pueden ser parcial o totalmenteaplicados, dependiendo del tipo de residuo generado. Un esquema global de la gestión deresiduos radiactivos incluye:

DIAGRAMA 2. Diagrama de la gesten de residuos radiactivos.

11.3 APLICACIONES MEDICAS E INVESTIGACION

El empleo de materiales radiactivos en aplicaciones médicas abarca dos grandes tópicos:

Ä DiagnósticoÄ Terapia.

Las características de los residuos generados en las diferentes instalaciones dependerán deltipo de técnica empleada, tanto en diagnóstico como en terapia. La mayoría de losradionuclidos empleados son de período corto y sus actividades son del orden de 102 a 103

MBq, si hablamos de radioinmunoensayos, y preparaciones radiofarmaceúticas, y de períodos

RE

SID

UO

S C

ON

T 1

/2C

OR

TOEX

EN

TO

S

PRETRATAMIENTO

MINIMIZACION ENLAGENERACION

DERESIDUOS

GENERACIONDERESIDUO

S

TRATAMIENTO(REDUCCIONDEVOLUMEN

)

SEGREGACIONYCARACTERIZACIO

N

PRETRATAMIENTOFISICO/QUIMIC

O

ACONDICIONAMIENTO

ALMACENAMIENTO

TRANSPORTE

DISPOSICIONFINAL

DESCONTAMINACIONDESMANTELAMIENTO

ELIMINACIONAMBIENTAL

REUSO/RECICLO

ALMACENAMIENTOPARA EL

DECAIMIENTO

74

largos y actividades del orden de 107 a 1015 Bq, en el caso de fuentes selladas empleadas enradioterapia.

Tabla 1.Principales fuentes selladas usadas en aplicaciones médicas

APLICACION RADIONUCLEIDO T1/2 RANGO DEACTIV.

Fuentes decalibración

Diversos < 0.2 Bq

Braquiterapia 137Cs226Ra192Ir

30 a1600 a74 d

50 - 500 GBq30 - 300 GBq

Teleterapia 60 Co137Cs

5.3 a30 a

50 - 500 TBq

Tabla 2. Principales fuentes abiertas usadas en aplicaciones médicas

APLICACION RADIONUCLEIDO T1/2 ACTIVIDAD

Radioinmunoanálisisproduccion y marcacion decompuestos

I - 125 60 d < 500 MBq

Med. nuclear( terapia)

I - 131 8.04 d Hasta 106 Bq

Imágenes diagnosticas Tc - 99 m 6.02 h < 500 MBq

En las aplicaciones médicas existen dos grandes problemas en lo que respecta a la gestión deresiduos radiactivos, el primero son los residuos generados en Medicina Nuclear, y el segundocorresponde a la gestión de las fuentes selladas en desuso.

11.4 GUIA DE MANEJO DE RESIDUOS GENERADOS EN MEDICINA NUCLEAR

La aplicación de radionuclidos no encapsulados en Medicina Nuclear se caracteriza como yase menciono por la utilización de material radiactivo de vida corta con la aplicación progresivadel Tc-99m en el diagnóstico " in-vivo" y la de radionuclidos de vida mas larga pero de muybajas concentraciones en aplicaciones "in-vitro".

De esto se deduce que de la mayoría de los residuos generados en cuestión de no muchotiempo se encuentra que decaen hasta llegar a una baja concentración, o baja actividadespecífica, siendo necesario solo en contadas aplicaciones el almacenamiento definitivo enlugares destinados y autorizados para ello.Por lo tanto la gestión de residuos en Medicina Nuclear, más que una cuestión de untratamiento complicado, es un problema de clasificación correcta, buena administración de los

75

mismos y control riguroso de las evacuaciones realizadas por el personal responsable yexpresamente designado, que debe dejar constancia detallada en registros adecuados.A continuación presentamos los pasos a seguir para el tratamiento y gestión de los residuosgenerados en este campo de aplicación.

11.4.1 Segregación y colección El manipuleo, tratamiento y acondicionamiento de losresiduos radiactivos se hace más fácil, si estos son recogidos y segregados en el lugar deorigen, para lo cuál es conveniente crear categorías que permitan colectar separadamenteresiduos de diferentes naturalezas.

Ä SegregaciónExiste una variedad de formas de hacer la clasificación con el fin de segregar los residuosradiactivos; los factores que se mencionan a continuación son fundamentales para llevar acabo esta etapa.

Ä Características radiológica ( Periodo, Actividad etc.)Ä Características Físico-químicas (sólido, Líquido, Orgánico, etc.)Ä Origen (tipo de laboratorio, y uso)

Como se ha dicho anteriormente en Medicina Nuclear y Radioinmunoanálisis, losradionucleídos comúnmente empleados tienen periodos menores a 60 días, por lo tanto eltratamiento a seguir en términos generales es el mismo, pero su tiempo de duración diferentelo que hace necesario que se colecten separadamente.Con el fin de hacer la segregación correctamente presentamos a continuación una lista decategorías o posible clasificación específica de los residuos tanto sólidos como líquidos,generados en esta aplicación en particular.

Segregación de residuos sólidos.

Ä Residuos sólidos compactables, o que solo presentan un riesgo radiológicodurante su manipuleo como bolsas de plástico, guantes, papel absorbente etc.que contienen pequeñas cantidades de radionuclídos de periodo corto, lo quepermite que sean almacenados para su decaimiento, y posterior disposicióncomo residuos exceptuados.

Ä Recipientes de vidrio rotos, agujas etc., que deben ser colectados en recipientesde mayor resistencia (metal) para prevenir daños en el personal al manejar elpaquete con estos residuos.

Ä Ropas de cama o de dormir contaminados pertenecientes a pacienteshospitalizados.

Ä Generadores de Mo 99 / Tc 99m.

Segregación de residuos líquidos.

Ä Soluciones de Líquidos de centelleo.Ä Residuos líquidos que contienen radionúclidos de periodo corto, lo que permite

que sean almacenados para su decaimiento y posterior disposición como residuosexceptuados.

76

Ä Colección.

La colección de residuos sólidos generados en este tipo de centros se debe llevar a cabodistribuyendo contenedores apropiados en toda el área de trabajo, con el fin de hacer larecolección de los residuos, y agilizar el trabajo se debe tener en cuenta:

Ä El número de recipientes debe ser tal que me permita hacer la segregación al tiempose realiza la colección.

Ä Los residuos sólidos que no representan más que un peligro radiológico, deberánalmacenarse en bolsas de plástico resistente, las cuales deben ir identificadas comoresiduos radiactivos; es conveniente que sean transparentes con en fin de observarfácilmente lo que hay dentro, estas bolsas deben ubicarse dentro de recipientes contapa los cuáles a su vez deben estar identificados con el símbolo de materialradiactivo,.

Ä Los residuos sólidos tales como agujas, o recipientes de vidrio rotos no deben sercolectados en recipientes de plástico, ya que representan un peligro para lostrabajadores que los manipulan; en estos casos se recomiendan contenedores demetal.

Ä Los residuos líquidos deben ser recogidos en recipientes de plástico con el fin deevitar que en caso de caerse no se rompa.

En situaciones en las que una misma instalación manipule más de un radionúclido, losresiduos asociados a cada uno de estos se colectarán separadamente, debido a que el tiemponecesario de almacenamiento es diferente para cada uno.

11.4.2 Contenedores de Residuos

Respecto a los paquetes, bolsas o recipientes que contienen los residuos es necesario tener encuenta lo siguiente:Ä El residuo deberá estar contenido en recipientes adecuados según sus características tal

como se describió anteriormente, y la contaminación en su superficie no debe exceder losvalores prescritos en las regulaciones de transporte, a continuación se presenta una tablaque le indicará cuáles son los valores permisibles en cada caso.

Tabla 3. Valores de contaminación en superficies

CONTAMINANTE MAXIMO NIVEL PERMISIBLE

Bq / cm 2 mCi / cm2

EMISORES β Y γ 4.0 10 -4

EMISORES α 0.4 10 -5

Ä El residuo debe ser empaquetado de forma tal que se conserve su integridad durante sumanipuleo.

77

Ä El residuo líquido siempre debe almacenarse en recipientes de plástico cuya capacidaddebe estar acorde con los volúmenes generados, y deben estar rodeados con un materialcapaz de absorber el doble del líquido depositado en su interior.

11.4.3 Información sobre cada contenedor o paquete de residuos

Una vez empaquetados los residuos en los diferentes contenedores estos deben ser etiquetados,indicando que se trata de material radiactivo, y adjuntando la siguiente información:

Diagrama 3. Etiqueta modelo para los paquetes de residuos

CENTRO DE MEDICINA NUCLEAR

TIPO DE RESIDUO SOLIDO LIQUIDO RADIONUCLEIDO ASOCIADO I-131ACTIVIDAD TOTAL 10 KBq ACTIVIDAD ESPECIFICA 1 KBq / Kg FECHA ENERO 10 / 95 FECHA DE EXCENCION ABRIL 10 / 95 ORIGEN CUARTO TOMA DE MUESTRAS ENCARGADO Pedro Pérez

11.4.4 Almacenamiento para decaimiento.

El objetivo de almacenar el residuo para su decaimiento es mantener el material bajo controlhasta que alcance los niveles de exención es decir niveles por debajo de los cuáles pueden serliberados; estos niveles deberán ser alcanzados en menos de un año para considerar posible elalmacenamiento para decaimiento, sin necesidad de un tratamiento previo del residuo.

Tabla 4. Requerimientos básicos en el almacenamiento de residuos:

Los residuos radiactivos para decaimiento deberán separarse de material radiactivo en uso, y deresiduos radiactivos que no son adecuados para almacenamiento.Los residuos radiactivos deberán separarse de los no radiactivos, especialmente si son explosivos,inflamables y tóxicos.El lugar de almacenamiento deberá ser localizado lejos del lugar de trabajo y de otras áreas que sonregularmente ocupadas por pacientes o personal del centro.El lugar de almacenamiento deberá localizarse en un lugar donde la transferencia de material de o haciaese lugar sea fácil.De ser necesario se debe dotar de un blindaje, con el fin de asegurar que las tasa de dosis en cualquierlugar accesible exterior no exceda los valores recomendados de 3/10 (1.0 mR/h).El lugar de decaimiento deberá de ser lo suficientemente grande como para permitir elalmacenamiento de manera adecuada; deberá ser posible identificar de manera visual los grupos decontenedores y paquetes con residuos que deben ser exceptuados a diferentes tiempos.Las superficies (suelos, paredes y mesones) del lugar de almacenamiento deberán serfáciles de descontaminar en caso de ser necesario, es decir su superficie no debe ser

78

absorbente, ni presentar hendiduras.El lugar de almacenamiento deberá estar perfectamente identificado (con el símbolo de materialradiactivo como mínimo), y deberá prohibirse el acceso a personal no autorizado.En caso de almacenar cantidades significantes de H-3 I-125, I-131, C-14 el lugar deberá poseer unsistema de ventilación adecuado.De ser necesario se debe proveer de un blindaje adicional a residuos que tienen en su superficie una altatasa de dosis como en algunos casos los generadores de Tc-99.

En los casos en que el almacenamiento hasta alcanzar el nivel de exención requiere untiempo mayor de 1 año, es conveniente pensar en la necesidad de un almacenamiento, quepuede ser en el mismo lugar que residuos que requieren un tiempo menor, pero mejorandoalgunos aspectos de diseño y control administrativo de los mismos como los siguientes:

Ä Organización ordenada del almacenamiento (es decir gabinetes o estantes).Ä Diseño que permita mantener una separación física entre los diferentes tipos de residuos.Ä Mantener un estricto inventario de los residuos almacenados.

En el caso de que el almacenamiento sea por un tiempo mayor a un año, es necesario hacerénfasis en que la integridad de los recipientes de debe mantener; y en algunos casos esnecesario realizar la inmovilización del residuo, o la transferencia del residuo líquido, debotellas plásticas a contenedores de acero. Es además necesario un monitoreo regular dellugar.

11.4.5 Tiempo de Decaimiento

El tiempo de almacenamiento para decaimiento dependerá de lo siguiente:

Ä Niveles de exención fijados por el INGEOMINAS.Ä Actividad inicialÄ Periodo del radionucleído, en caso de ser varios se toma el mayor periodo.

Debido a que la actividad inicial de un radionucleído puede conocerse, es sencillo calcularcuando se alcanzará el nivel de exención; si este es tomado como la actividad inicial reducidaen un factor de 1000, lo que es equivalente a decir que el tiempo transcurrido es de 10periodos.

Tabla 5. Tiempos de almacenamiento recomendados para varios radionucleídos.

RADIONUCLEIDO PERIODO t ( AÑOS) t(DIAS)=10TI – 125 60 DIAS 1.7 598I – 131 8.04 DIAS 0.22 80Tc- 99 m 6.02 HORAS 6.9 * 10-3 2.5Mo - 99 66 HORAS 0.07 28P - 32 14.3 DIAS 0.39 143Tl - 201 3 DIAS 0.08 30

79

Una vez alcanzado el nivel de exención es posible eliminar los residuos como residuoscomunes; de ahí la importancia de anotar en los diferentes paquetes la fecha en que sealcanzará ese nivel, y deben almacenarse de forma tal que se tenga acceso en primerainstancia a los paquetes que alcanzarán primero el nivel antes mencionado.

11.5 APLICACIONES INDUSTRIALES

Comprende aplicaciones en:

Ä El empleo de fuentes selladas para realizar ensayos no destructivos y medicionesÄ Radioesterilización de alimentos y otros productosÄ Uso de trazadores para estudios de comportamiento

Los residuos radiactivos que se pueden generar con mayor frecuencia y riesgo radiológico sonlas fuentes selladas en desuso.

11.6 GESTION DE FUENTES SELLADAS EN DESUSOPara llevar a cabo la gestión de las fuentes selladas en desuso se han planteado tresalternativas, las cuales se presentan a continuación:

11.6.1 Devolución al Proveedor

Esta opción consiste en devolver la fuente al proveedor tan pronto deje de usarla e informa deello al órgano regulador (INGEOMINAS), el cuál analizará la situación y decidirá si serequiere aprobación y/o licencia para el transporte y la exportación con base en la legislaciónnacional. Esta opción es la recomendada por el INGEOMINAS, antes de decidir por otraalternativa viable.

11.6.2 Exención del control reglamentario después de un almacenamiento

Un procedimiento simplificado puede ser mantener la fuente en desuso en un lugar adecuadopara su decaimiento y bajo estrictas medidas de seguridad y vigilancia, hasta que alcancen unnivel de exención establecido. momento en que pueden gestionarse como si no fueranradiactivos. Este procedimiento lo puede llevar a cabo el usuario de la fuente o la entidadcompetente (INGEOMINAS), según convenga.Los periodos de semidesintegración de las fuentes deben ser cortos para que el nivel deexcención se alcance en un plazo razonable a lo sumo unos cuantos años, en lo que se refiere afuentes selladas de radiación esta es una opción limitada, debido a los largos periodos desemidesintegración de estas.

80

11.6.3 Almacenamiento a corto plazo y posterior evacuación cerca de la superficie.

El procedimiento a seguir en este caso es el siguiente; el productor de desechos los transporta ala instalación donde van a ser tratados y almacenados para su posterior evacuación en unrepositorio cerca de la superficie.La opción más común en la mayoría de los casos es acondicionarlas de forma tal quepresenten un riesgo radiológico mínimo, y posteriormente almacenarlas para su decaimiento.

Tabla 6. Procedimiento para la gestión de una fuente sellada en desuso

Como mencionamos anteriormente el INGEOMINAS recomienda que como primera medida el usuariode la fuente establezca contacto con el proveedor a fin de solicitar le sea recibida la fuente por este.Si definitivamente al proveedor le es imposible recibir la fuente para gestionarla, el usuario debesolicitar al INGEOMINAS la gestión.Con el fin de determinar el procedimiento a seguir con la fuente es necesario como primera medidatener toda la información de la misma, para lo cuál el INGEOMINAS solicita a los usuarios llenen unaencuesta (la cual se anexa), en la que se recopila toda la información que permitirá cumplir con elobjetivo propuesto.Una vez la información de la encuesta llegue al INGEOMINAS, un funcionario analizará la misma, yse comunicará con la empresa interesada en la gestión, sobre los pasos a seguir para el traslado de lafuente a alas instalaciones del INGEOMINAS; y el costo total del servicio.

81

12. VIGILANCIA RADIOLOGICA INDIVIDUALFís.Esp. Hernán Olaya D.

INTRODUCCION

La vigilancia radiológica individual comprende todas aquellas actividades que tienen porobjeto la evaluación de la dosis equivalente, la dosis equivalente comprometida oincorporación de radionúclidos en las personas ocupacionalmente expuestas.

Lo anterior implica algunas veces, la medición directa o indirecta de magnitudes talescomo: concentración de sustancias radiactivas en aire, niveles de radiación y contaminaciónen zonas de trabajo, necesarias para la estimación de dosis equivalente, dosis equivalentecomprometida (carga corporal de radionúclidos en las personas).

12.1 OBJETIVOS PRINCIPALES DE LA VIGILANCIA RADIOLOGICAINDIVIDUAL

Ä Reducir las exposiciones individuales y colectivas al nivel más bajo que puedarazonablemente alcanzarse.

Ä Dar la seguridad de no sobrepasar los límites autorizados.Ä Detectar altos niveles de sobreexposición que puedan presentarse en caso de un

accidente.

Lograr estos objetivos significa beneficios tales como:

Ä Control a corto y largo plazo sobre las exposiciones, permitiendo descubrir casos desobreexposición, dando pautas para establecer si es necesario mejorar, la vigilanciaradiológica, la educación y adiestramiento, o las medidas de protección de lainstalación.

Ä Verificación permanente de la efectividad de las normas de supervisión, entrenamiento,instrucción e ingeniería de las instalaciones en cuanto a mejora o deterioro de laprotección radiológica.

Ä Juzgar procedimientos mediante el análisis de exposiciones individuales, de grupos detrabajadores o de poblaciones.

Ä Proporciona datos indispensables en estudios epidemiológicos, de impacto radiológicode una práctica o para análisis de riesgo-beneficio y no en pocas ocasiones necesariospara fines médico- jurídicos.

Ä Da seguridad y confianza al empleado y al empleador, estimulando al trabajador areducir las exposiciones personales, comprometiendo ambas partes con el objetivo dereducir las dosis colectivas del grupo de trabajo.

82

Razones por las cuales es importante que todo el personal ocupacionalmente expuesto tengaacceso a los reportes históricos de dosis y llevé un registro personal de las dosis recibidas ensu actividad laboral.

La implantación de la Vigilancia Radiológica individual en una instalación, requieredeterminar las dosis absorbidas por exposición a radiación externa en todo el cuerpomediante dosímetros de película fotográfica, TLD o cámaras de ionización de bolsillo).

Para contaminación interna, es necesario la estimación de la dosis equivalente comprometidaen el caso de incorporación de materiales radiactivos en órganos o tejidos, mediante monitoresde radiación corporal total o parcial o por procedimientos indirectos como bioanálisis desecreciones nasales, muestras de orina, muestras fecales, etc. dependiendo el método aemplear de las propiedades físicas y químicas de los contaminantes.

En el monitoraje de la contaminación externa (cutánea o de la ropa), se utilizan monitores decontaminación ambiental y/o monitores de manos y calzado, ubicados en puntos estratégicasde la instalación.

El objeto de la vigilancia es impedir que el cuerpo reciba dosis por irradiación directa o porincorporación de material radiactivo y evitar que la contaminación se propague a otras áreas.

En la vigilancia de zonas de trabajo, se determina el nivel de radiación en las áreas detrabajo, concentración de material radiactivo en el aire y la contaminación de superficies desuelos, paredes y equipos.

12.2 PLANES DE VIGILANCIA RADIOLOGICA

12.2.1 Tipo y amplitud de la vigilancia

La elaboración de un plan de vigilancia radiológica individual exige tener en cuenta lascondiciones de trabajo, la naturaleza del riesgo radiológico por radiación externa,contaminación externa o interna, tipo de radiación y toxicidad de los radionúclidos, comotambién la medida en que puedan ocurrir sobreexposiciones de los trabajadores en condicionesnormales de operación.

Cuando se ha trabajado con fuentes abiertas, conviene evaluar el estado radiológico deltrabajador al inicio y terminación de su empleo, con el propósito de tener información quepermita dirimir situaciones médico legales.

En el caso de encontrar dosis acumuladas cercanas al limite anual, es recomendable unavigilancia complementaría.

12.2.2 Seleccion, ensayo, calibracion y mantenimiento de instrumentos adecuados

En general, esta actividad puede ser contratada con un servicio competente fuera de lainstalación.

83

Los usuarios deben conocer el comportamiento y las limitaciones del equipo y tener presenteque un sólo instrumento muy pocas veces sirve para todas las funciones de vigilancianecesarias, además, saber como varia la respuesta del instrumento respecto a la calidad y nivelde la radiación, conocer la sensibilidad angular del instrumento, la fiabilidad con que semantiene la calibración del instrumento, los efectos de condiciones ambientales comotemperatura, humedad, polvo, vapor, viento, luz, campos eléctricos y magnéticos o de lascondiciones de empleo como: manejo rudo, fluctuaciones de tensión y frecuencia en laalimentación eléctrica.

La selección de un instrumento debe estar de acuerdo con las condiciones para los cualesesté destinado, teniendo en cuenta consideraciones de tipo económico y necesidad demantenimiento.

12.3 RESPONSABILIDAD Y FUNCIONES

La Autoridad Responsable del establecimiento debe garantizar que las operaciones bajo sucontrol se desarrollen con la adecuada protección contra los efectos de las radiacionesionizantes, para lo cual debe establecer un adecuado sistema de Vigilancia RadiológicaIndividual (V.R.I) y facilitar los medios y servicios que se requieran.

Cuando el plan de V.R.I entra en ejecución debe designar una persona técnicamentecompetente para asesorar la implantación del programa de vigilancia dentro delestablecimiento y distribuir las funciones de acuerdo al nivel de compromiso de cada partede la instalación. Además de encargarse de la supervisión local de sistema de vigilanciaradiológica individual, debe formular propuestas y recomendaciones para evitar o reducirlas exposiciones, detectar cambios en los procesos o procedimientos que puedan repercutiren el grado de protección radiológica necesaria y elaborar planes de vigilancia parasituaciones anormales.

El asesor debe supervisar el funcionamiento del plan, informar a la Autoridad Responsablesobre las dosis recibidas por los individuos, asesorar sobre la forma de mejorar las medidas deprotección y sobre las medidas a adoptar cuando se rebasan o es probable que se sobrepasenlos limites autorizados.

Cada trabajador, después de recibir instrucción, es responsable del uso correcto de losdosímetros y de la observación de las medidas prescritas por la autoridad responsable.

Papel del Trabajador Ocupacionalmente Expuesto

Después de recibir instrucción adecuada, serán responsables del buen uso del dosímetro ydemás dispositivos de vigilancia radiológica, aceptar toda información o capacitación enmateria de protección radiológica y observar todas las reglas y procedimientos de las medidasprescritas para la instalación.

84

12.4 INTERPRETACION DE RESULTADOS

Con el fin de simplificar el registro y manejo administrativo de la información obtenida en lavigilancia radiológica individual se recomienda utilizar los Niveles de Referencia:

12.4.1 Nivel de detectabilidad

Es el nivel de dosis a partir del cual se puede cuantificar las dosis recibidas por undosímetro sin que se confunda con lo acumulado por un dosímetro no expuesto.

12.4.2 Nivel de registro

Valor por encima del cual es útil registrar y conservar los datos de dosis equivalente.Unvalor menor o igual al nivel de registro se considera sin importancia para efectos deprotección radiológica.

12.4.3 Nivel de investigacion

Valor por encima del cual es importante efectuar una investigación por parte de la entidad querealiza una práctica.

12.4.4 Nivel de intervencion

Depende de cada situación particular. Es conveniente tener un valor preestablecido ycorresponde a valores por encima de los cuales una práctica no puede justificarse y portanto, la acción debe dirigirse a restringir las exposiciones al nivel más bajo posible,evitando dosis superiores al límite de dosis anual, a restablecer el control de la situación y arecabar información para evaluar causas y consecuencias del evento.

12.5 MANTENIMIENTO DE REGISTROS Y COMUNICACION DERESULTADOS DE DOSIS

El sistema de registro de los resultados de la vigilancia radiológica individual de la radiaciónexterna, contaminación interna y de la vigilancia de zonas, debe incluir las dosis recibidasanualmente y de toda la vida, tener un registro por separado de la dosis de radiación externa einterna, facilitar información suplementaria en caso de exposiciones importantes o noesperadas, indicar los casos en que se sobrepasen los límites admisibles de dosis, permitir elacceso a los datos cuando se precise con fines médicos, jurídicos o para estudiosepidemiológicos.

Los registros referentes a la dosis de cada trabajador deberán conservarse durante su vidalaboral y posteriormente, como mínimo hasta que alcance una edad de 75 años, y durante30 años después de terminado el trabajo que implicaba la exposición ocupacional.

85

12.6 CUANDO ES NECESARIA LA VIGILANCIA RADIOLOGICA INDIVIDUAL?

La decisión sobre los grupos de trabajadores que requieren de vigilancia radiológica individualpara radiación externa y/o interna, depende de muchos factores, algunos son de tipo técnico yotros relacionados con criterios de manejo interno de una instalación. Tres criterios técnicosque deben influir en esta decisión son:

Ä El nivel de dosis o de incorporación esperado en relación con los limites permisibles;Ä Las variaciones probables en el nivel de dosis o de incorporación;Ä La complejidad de los procedimientos de evaluación e interpretación que comprenda el

programa de vigilancia.

El monitoraje de la radiación externa debe ser utilizado por todos los ocupacionalmenteexpuestos, a menos que éste claramente demostrado que las dosis son consistentemente bajas.

Para visitantes:

Se consideran miembros del público y por tanto no requieren vigilancia radiológica individual.Se aconseja una dosimetría sencilla para radiación externa y verificación de la contaminación.

Para trabajadores temporales (contratistas, becarios y estudiantes):

Al menos deberán aplicarse las mismas normas vigentes para un trabajador permanente.

Los dosímetros personales son dispositivos que lleva siempre el personal ocupacionalmenteexpuesto mientras desarrolla actividades con fuentes o equipos emisores de radiación.

Conviene que un dosímetro personal satisfaga condiciones tales como, pérdida mínima dela dosis acumulada durante el período de medición en las condiciones de uso; no estorbenal trabajador en la realización de sus actividades; sean fáciles de identificar para su correctadistribución y asignación de las dosis registradas.

12.7 TIPOS DE DOSIMETROS PERSONALES

Los sistemas de dosimetría al igual que todos los instrumentos y detectores, tienencaracterísticas particulares de funcionamiento, que deben ser consideradas y conocidas paraobtener resultados correctos en cualquier situación.

Los dosímetros comúnmente empleados son los siguientes:

Tanto los dosímetros de película como los dosímetros termoluminiscentes sonconsiderados como de lectura retardada o diferida, debido a que es necesario acudir a unproceso de revelado o procesamiento para obtener la información de dosis de radiaciónrecibida durante un período de tiempo.

Ambos dosímetros tienen la capacidad de registrar dosis de radiación lo suficientementegrandes como para cuantificar la cantidad de radiación recibida por un individuo en caso de un

86

incidente y/o accidente radiológico, de ahí que se tome por norma usarlo durante un períodorelativamente largo en comparación con la instrumentación convencional y electrónicadetectora de radiación ionizante.

12.7.1 Dosímetro de película

Cuando la radiación interactúa con la materia, ya sea con material inerte o con los seres vivos,se producen cambios físicos, químicos y biológicos que pueden crear daños irreversibles.

Los mecanismos de interacción se traducen a través de fenómenos de ionización y excitación anivel atómico y molecular.

El dosímetro de película consta de un portapelícula que esta hecho de un material de bajadensidad para que la radiación ionizante la atraviese fácilmente y la radiación luminosa nopueda interferir en el registro de dosis, una película fotográfica que es sensible a la radiaciónelectromagnética de alta energía (fotones gamma y equis), la cual esta hecha de una emulsiónconstituida por cristales microscópicos de haluros de plata: Bromuro de Plata (AgBr), Yodurode Plata (AgI) y Azufre (S), soportados en una base de agua y glicerina, dispuestos en formade película delgada sobre una lámina de celulosa, vidrio o papel.

Ä Procesamiento de la película.Se realiza el proceso de revelado mediante el cual los ionesde plata Ag+ que constituyen la imagen latente son multiplicado en un factor de 10 alreducirse a plata elemental. Los granos que no han sido irradiados también se reducen perocon menor rapidez que los que han recibido radiación, luego se somete a un baño con pHalto: solución de ácido clorhídrico (HCl), después a un proceso de fijado donde seremueven los granos no revelados y hay mayor adhesión de los átomos de plata metálica ala base de celulosa y por último la película se lava y se seca en aire.

Ä Procesamiento e interpretación de los registros de dosis de radiación.Mediante undensitómetro de reflexión o de transmisión se mide el grado de enenegrcimiento (densidadóptica) producido por el revelado de la imagen latente.

Ä Finalmente el análisis de la película o el cálculo de dosis se hace en referencia a películasnormalizadas o películas sometidas a un proceso de calibración

Tienen la ventaja de guardar permanentemente la información, permitiendo repetir la lecturacuantas veces se requiera sin sufrir cambios significativos de la información. Útiles para lamedición de dosis absorbidas de fotones, electrones y neutrones térmicos. Su fuertedependencia con la energía de los fotones puede compensarse con el uso de filtros metálicos.

12.7.2 Dosimetros termoluminiscentes (TLD)

Dependiendo de la sustancia fosforescente empleada son casi equivalentes a tejido. Un solodetector cubre un amplio rango de dosis y su respuesta es independiente de la tasa de dosis.Tienen poca sensibilidad a neutrones rápidos. son sumamente pequeños y resistentes. Despuésde ser leídos la información desaparece, pero pueden ser utilizados repetidas veces.

87

Un cristal no irradiado normalmente es un aislador puro, por no encuentrarse electrones en lasbandas de conducción, ni en los niveles intermedios.

La presencia o interacción de la radiación con el cristal produce huecos en la banda devalencia y electrones e- en la banda de conducción, los cuales pueden desplazarse por elcristal, recombinarse emitiendo luz o quedar atrapados en las trampas adquiriendo estadosmetaestables.

Cuando el material termoluminiscente es calentado los electrones que permanecen atrapadosen las trampas alcanzan la banda de conducción y decaen recombinándose con un huecoatrapado y emitiendo un fotón termoluminiscente (fosforescencia térmica estimulada).

Lectura del TLD

El cristal se somete a un calentamiento progresivo o barrido de temperatura de la temperaturaambiente hasta una temperatura característica del fósforo, temperatura a la cual los electronesatrapados pasan a la banda de conducción y decaen recombinandose con los huecos de labanda de valencia, emitiendo fotones de luz, los cuales son registrados como intensidadluminosa.

Un transductor fotosensible (tubo fotomultiplicador) convierte la intensidad luminosa emitidaen una magnitud eléctrica (tensión o corriente), la integra y la presenta al operador en formaanalógica, gráfica y/o digital, en términos de dosis.

Ventajas y desventajas del TLD

Ä Sensibilidad a la luz, humedad, a vapores químicos y a temperaturas cuando superan 55oC.

Ä El proceso de revelado y lectura, requiere una cuidadosa calibración, instrumentaciónadecuada, metrología precisa y personal calificado para su elaboración.

Ä El dosímetro personal termoluminiscente es independiente de la intensidad del campo deradiación hasta 1011R/s, por lo tanto son usados cerca de campos intensos generados porfuentes de elevada actividad.

Ä Linealidad de la respuesta en función de la dosis absorbida.

Ä La precisión para la medida de la radiación gamma en el rango de 0.1 a 1000 R es de±10%.

Ä El amplio rango de utilización, desde 10 mR hasta 10000 R.

Ä Se requiere de un equipo relativamente costoso para la lectura de los dosímetros.

Ä Perdida de la información tras la lectura del dosímetro. Esta desventaja se recompensa consu reutilización.

88

12.7.3 Detectores de trazas revelables por ataque quimico

Vidrio, mica y plásticos; para neutrones.

12.8 PERIODO DE USO DEL DOSIMETRO

A mayor riesgo menor período de uso. Desde el punto de vista económico y de organizacióndel servicio, en el monitoraje rutinario es suficiente la evaluación mensual, que corresponde ala mayoría de las actividades.

En caso de accidentes, la evaluación y sustitución del dosímetro debe ser inmediata.

12.9 UBICACIÓN DEL DOSIMETRO DURANTE EL TRABAJO Y EL DESCANSO

Cuando la exposición es relativamente uniforme en todo el cuerpo, el dosímetro debecolocarse en una posición representativa del cuerpo, normalmente la parte del tronco másexpuesta a las radiaciones.

Cuando partes del cuerpo, generalmente las manos, están expuestas a tasas de dosis muchomayores que el resto del cuerpo puede ser necesario el uso de dosímetros adicionales paralas extremidades (dosímetros de pulsera o anillos).

En el caso de usar delantales protectores, es conveniente el uso de más de un dosímetro. Encaso de utilizar uno, debe utilizarse por debajo del delantal.

12.10 RESPUESTA DE UN DOSIMETRO DE PELICULA AL TIPO Y ENERGIADE LA RADIACION

En principio la película responde a cualquier radiación ionizante con suficiente energía paraproducir iones en la emulsión.

Neutrones térmicos: Aprovechando reacciones nucleares por interacción de los neutrones conciertos filtros metálicos (Cd). Se detectan los rayos gamma producidos por la interacción.

Una película fotográfica presenta una fuerte dependencia con la energía de los fotones derayos gamma y X, y prácticamente nula con rayos beta.

El análisis de la película o cálculo de la dosis se hace con referencia a películas estándar o decalibración y a los datos experimentales de respuesta del film relativos al tipo y energía de laradiación incidente.

Para la calibración, se irradian películas con dosis de radiación en el rango deseado y paraenergías en el rango esperado en la rutina normal de trabajo.

89

13. DENSIMETROS NUCLEARESFís. Esp. José Esaú Garavito Castellanos

INTRODUCCIÓN

El uso de medidores de nucleares ha sido ampliamente extendido en diversas aplicacionesindustriales (medidores de espesor de papel, control de llenado, medidores de humedad,medidores de densidad etc.)El densímetro nuclear es un medidor nuclear que sirve para cuantificar la densidad y lahumedad en control de compactación (carreteras, ferrocarriles, aeropuertos, represas deagua, estructuras de tierra, puentes y otras estructuras, etc.), en construcción de asfaltos(superficies de carreteras, parqueaderos, etc.), en control de humedad de suelos y eninvestigaciones geofísicas in situ.El densímetro nuclear tiene dos fuentes radiactivas una es de Cs-137 el cual es un emisor deradiación gamma y sirve para cuantificar la densidad, y la otra es una fuente de Am-Be lacual es un emisor de neutrones por lo que sirve para cuantificar humedad. En este capitulosolo trataremos algunos aspectos generales de su funcionamiento, aspectos que tienen quever con el conocimiento de las fuentes radiactivas que utiliza el densímetro y la protecciónradiológica asociada a este tipo de equipos.El densímetro nuclear es un medidor nuclear móvil.

13.1 DETERMINACIÓN DE DENSIDAD MEDIANTE EL USO DELDENSÍMETRO NUCLEAR

El densímetro nuclear utiliza los fotones de radiación gamma emitidos por el Cs-137 paradeterminar la densidad de diversos tipos de materiales, con este equipo es posibledeterminar la densidad por transmisión o por retrodispersión.

13.1.1 Medición de la densidad por transmisión

Este método consiste en hacer pasar un haz de fotones a través de la masa de suelo medido,registrándose la atenuación sufrida por los mismos en un contador geiger muller, el cualesta conectado a un sistema electrónico que convierte la información recibida, en un valorde densidad a partir de las curvas de calibración que posee el micro procesador del equipo.Para que el densímetro pueda determinar la densidad por transmisión es necesario prepararel terreno, en primer instancia hay que garantizar que el sitio es uniforme, posteriormente sehace un orificio en el terreno, por el cual debe descender el tubo guía con la fuente de Cs-137. En este caso la radiación atraviesa el suelo en sentido diagonal, de abajo hacia arriba,produciéndose una dispersión de fotones.En este modo el densímetro, mide densidades de suelos y agregados a profundidades de 50a 200 mm, y algunos modelos pueden llegar hasta 300 mm.

90

13.1.2 Medición de la densidad por retrodispersión (backscaterring)

En el modo de retrodispersión se puede realizar ensayos no destructivos y se utilizaprincipalmente para la determinación de densidad en pavimentos asfálticos y concretosdonde la perforación de un agujero no es factible. Para obtener mediciones correctas, lasuperficie de asfalto debe ser aplanada y si contiene huecos, estos deben ser rellenadosutilizando arenilla colada # 20 ó # 30, esta arenilla solo debe utilizarse para rellenar lasdepresiones de la superficie.En este modo el haz de fotones liberados desde la fuente de Cs-137, se ven forzados apenetrar el suelo y son desviados a una profundidad que varia de acuerdo a la densidad delmaterial del medio, en este caso los fotones no tienen ninguna dirección preferencial, sinembargo los fotones que durante su rebote alcanzan a llegar al contador geiger muller, sonlos que utiliza el equipo para determinar la densidad del material. En este caso los fotonesde radiación gamma atraviesan el suelo en sentido curvilíneo, produciéndose una dispersiónde fotones.El densímetro nuclear tiene dos posiciones para medir la densidad, la posición BS(backscaterr) y la posición AC (concretos asfálticos).

Ä Posición BS (backscaterring): la fuente de Cs-137 se encuentra un poco elevada conrespecto al nivel del suelo, lo cual permite colimar el haz de los fotones en la superficiedel pavimento. De esta forma se obtiene una lectura a una mayor profundidad y seminimiza el error debido a la rugosidad de la superficie. Las lecturas de densidadpueden hacerse hasta profundidades de 71 mm, por lo cual esta configuración se usa enpavimentos con espesores mayores a 76 mm.

Ä Posición AC (concretos asfálticos): En esta configuración la fuente de Cs-137 seencuentra al mismo nivel del suelo. Con esta configuración se mide densidades enprofundidades de hasta 51 mm, se usa en pavimentos con recubrimientos delgados.

13.1.3 Fuente radiactiva que usa el densímetro nuclear para la determinación de ladensidad

Como se mencionó anteriormente el densímetro nuclear utiliza una fuente de Cs-137 paradeterminar la densidad.Usualmente se dice que el Cs-137 es un emisor gamma, pero esto no es cierto, ya que el Cs-137 es un emisor beta menos el cual decae en Ba-137 metaestable, que a su vez emite unfotón de radiación gamma de 662 Kev. Un esquema del decaimiento del Cs-137 se puedever en la siguiente figura.

91

A pesar de que el Cs-137 es un emisor beta menos puro, para cuestión de cálculos se lepuede considerar como un emisor gamma ya que el periodo de semidesintegración del Ba-137 metaestable es de 2,552 minutos.Otra característica importante del Cs-137 es que su periodo de semidesintegración es de30.3 años y su constante especifica gamma es:

Usualmente la fuente de Cs-137 que trae el densímetro nuclear tiene una actividad de 10mCi (0.37 Gbq), eso quiere decir que si la fuente pierde totalmente su contención, estagenerará una exposición de 3.2 mR/h (0.032 mSv/h) a un metro de distancia, 35.6 mR/h(0.35 mSv/h) a 30 cm de distancia y 3183.1 mR/h (31.8 mSv/h) a un centímetro dedistancia, en caso que esto llegara a suceder se recomienda el uso de un monitor deradiación, y que la fuente sea recuperada con pinzas de 30 cm de longitud como mínimo ysea colocada en un contenedor, teniendo en cuenta que el espesor hemireductor parafotones de energía de 662 Kev para diferentes materiales es:

Tipo de material Espesor hemireductor encentímetros

Uranio Empobrecido 0.30Plomo 0.64Acero 1.73Hormigón 5.30

92

13.2 DETERMINACIÓN DE LA HUMEDAD MEDIANTE EL USO DELDENSÍMETRO NUCLEAR

El densímetro nuclear utiliza los neutrones emitidos por la fuente de Am-Be paradeterminar la humedad de diversos tipos de materiales, con este equipo es posibledeterminar la humedad por la retrodispersión de los neutrones con las moléculas de aguaque posee el medio.En este caso los neutrones emitidos por la fuente de Am-Be son neutrones rápidos que alinteraccionar con los átomos de hidrogeno contenidos en las moléculas de agua sontermalizados, y posteriormente son contados por el detector de neutrones del equipo, elcual esta conectado a un sistema electrónico que convierte la información recibida, en unvalor de humedad a partir de las curvas de calibración que posee el micro procesador delequipo.

13.2.1 Fuente radiactiva que usa el densímetro nuclear para la determinación de lahumedad

Como se mencionó anteriormente el densímetro nuclear utiliza una fuente de Am-Be paradeterminar la humedad, este tipo de fuente esta compuesta de una mezcla de Am-241 elcual es un emisor alfa, y Be-9 el cual es un elemento estable, de tal forma que cuando lapartícula alfa emitida por el Am-241 impacta el núcleo del Be se producen neutrones quetienen una energía media de 4.5 Mev, los esquemas de decaimiento del Am-241 y laproducción de neutrones de la mezcla Am-Be se puede observar en las siguientes gráficas.

Obviamente el período de semidesintegración de la mezcla Am-Be va a depender delperíodo de semidesintegración del Am-241 y de la cantidad de Be que se encuentre en la

93

mezcla, su poniendo que en esta mezcla hay la suficiente cantidad Be, se puede decir que elperíodo de semidesintegración para el Am-Be es de 458 años.Cuando la fuente de Am-Be de un densímetro nuclear comienza a considerase como unafuente en desuso, se convierte en un problema radiólogico, a pesar de que su actividad esrelativamente baja, ya que el Am-241 produce una cadena de desintegración de 12elementos, que también son radiactivos, antes de llegar a ser un elemento estable, esto haceque el periodo de semidesintegración de esta cadena sea mayor a 1019 años, este periodo desemidesintegración es lo suficientemente largo para mantenerlo en almacenamientostemporales, por lo cual lo más recomendable cuando se traen este tipo de fuentes al país, esque éstas ingresen con carta de compromiso para su devolución al país de origen, para queallí se encarguen de su gestión.Usualmente las fuentes de Am-Be que vienen en los densímetros nucleares tienen unaactividad de 40 mCi, la cual produce una tasa de dosis de 0.088 mrem/h a una distancia deun metro cuando ésta queda fuera de su blindaje, este tipo de situaciones es muy pocoprobable que ocurra en un densímetro nuclear ya que su diseño cumple con todas laspruebas para accidentes severos que pueden ocurrir durante su transporte.

13.2.2 Interacción de los neutrones con la materia

Los neutrones, al carecer de carga eléctrica, no producen ionización directamente niradiación de frenado. La interacción neutrónica, a diferencia de las partículas cargadas, seproduce con el núcleo del medio absorbente y no con los electrones. Por tanto, el procesopredominante de interacción neutrónica, es la producción de reacciones nucleares, dedispersión y absorción.La peligrosidad de los neutrones, se debe a que tanto en los procesos de absorción como dedispersión, se originan partículas cargadas y fotones, que pueden producir ionización, y porello los neutrones se clasifican entre las radiaciones indirectamente ionizantes.Cuando un núcleo estable absorbe un neutrón, puede transformarse en un núcleo radiactivo,y en su desintegración puede emitir partículas alfa, beta o fotones. Incluso en el caso en quela absorción conduzca a un núcleo estable, se produce siempre fotones de captura rápida,propios de las reacciones nucleares.Los procesos de dispersión pueden conducir también a la producción de partículas de altopoder de ionización; tal como ocurre cuando los neutrones rápidos interactúan conmateriales ricos en hidrogeno como el agua. En esas condiciones, al chocar los neutronescon los átomos de hidrogeno presentes en las moléculas de agua, éstos resultan expulsadosal romperse el enlace químico, y emergen en forma de protones con una fracciónimportante de energías del neutrón. Estos protones de retroceso son partículas capaces deproducir una alta densidad de ionización a lo largo de su trayectoria.Como el cuerpo humano contiene en muchos de sus tejidos una gran cantidad de agua, laabsorción de neutrones rápidos genera protones de retroceso, lo que explica la peligrosidadde estas partículas desde el punto de vista de la protección radiológica.La construcción de blindajes de neutrones resulta más complicada que en los casos departículas cargadas, debido a las peculiaridades de su interacción, ya que no pierden suenergía gradualmente como las partículas cargadas, si no en una única colisión, lo cualconduce a una atenuación exponencial. La dificultad apuntada se debe sobre todo a lasfuertes variaciones que presenta su captura con la energía en los diversos tipos de núcleos,

94

lo cual explica que un absorbente adecuado para neutrones térmicos no sea útil para neutrosrápidos y recíprocamente.El método general de construcción de blindajes para haces de neutrones, muchas vecesformados por mezclas de neutrones rápidos y térmicos, es aplicar el principio conservadorde suponerlos todos rápidos y usar un blindaje, que consta de por una parte de una capa deun elemento altamente hidrogenado (agua o parafina) de un espesor adecuado para que lafracción de neutrones rápidos sean moderados a térmicos, seguida de una capa de unelemento de alta sección eficaz de captura de neutrones térmicos, normalmente boro ocadmio, y finalmente, una tercera capa de plomo de espesor conveniente para atenuar elflujo de radiación gamma de captura.

95

14. MEDIDORES NUCLEARESFís. Esp. Gerardo Torres P

INTRODUCCIÓN

Los métodos de producción modernos, sobre todo los automáticos, deben someterse a unaconstante vigilancia para comprobar la calidad de los productos y controlar el proceso deproducción. Este tipo de vigilancia se realiza a menudo con dispositivos de control decalidad que utilizan las propiedades características de las radiaciones ionizantes, conocidoscon el nombre de medidores nucleares. Estos dispositivos no necesitan estar en contactocon el material que se examina y, por tanto, pueden utilizarse para controlar procesos dealta velocidad, materiales con temperaturas extremas o propiedades químicas nocivas,materiales susceptibles de dañarse por contacto y productos envasados.

14.1 TIPOS DE MEDIDORES

Por lo general, los medidores instalados funcionan automáticamente y son de tipo fijo o debarrido ( con movimientos de avance y retroceso). Los medidores portátiles están diseñadospara que puedan utilizarse en distintos lugares.

Todos los medidores instalados y portátiles están compuestos por un recipiente de la fuentedesde donde se emite la radiación y al menos por un detector, que o mide la tasa de dosisdespués de que la radiación ha interactuado con el material o determina el tipo y la energíade la radiación que le ha llegado. Los medidores pueden clasificarse según el proceso queexperimenta la radiación antes de llegar al detector en :

Ä Medidores de transmisiónÄ Medidores de retrodispersiónÄ Medidores de reactivos

14.1.1 Medidores de transmisión

El recipiente de la fuente y el detector están situados en lados opuestos del material. Laradiación se atenúa al desplazarse a través del material y el detector mide una tasa de dosis.

Si la geometría es constante decir, si la radiación pasa a través de un espesor constante delmaterial o de una tubería o vasija, el detector medirá los cambios d densidad del material enque haya penetrado la radiación. Si la radiación tiene que atravesar un material más denso,su grado de atenuación aumentará y la tasa de recuento se reducirá.

96

Si la densidad del material es constante, el detector medirá los cambios geométricos que seproduzcan, como por ejemplo, en el espesor del material que pase entre la fuente y eldetector. El grado de atenuación aumentará con el espesor, por ejemplo, para controlar laproducción del metal laminado.

tabla 1: aparecen las fuentes radiactivas empleadas en medidores de transmisión.

Fuente de radiación Aplicaciones típicas de medidores detransmisión

Prometio 147 (beta) Densidad de papelTalio 204 (beta) Espesor de papel, el caucho y los productos

textilesKriptón 85 (beta) Espesor de cartónEstroncio 90 (beta) Contenido de tabaco en cigarrillos y

paquetesAmericio 241 (gamma) Acero de hasta 20 mm; nivel de líquidos en

envasesCesio 137 (gamma) Acero de 100 mm; contenido de

tuberías/tanquesCobalto 60 (gamma) Contenido en hornos de coque, ladrillos, etc.

Las actividades de las fuentes beta suelen variar entre 40 MBq y 40 GBq, mientras que lasgamma tienen por lo general entre 0,4 y 40 GBq

14.1.2 Medidores de retrodispersión

El detector y el recipiente de la fuente se instalan del mismo lado con respecto al material laradiación se penetra en el material e interactúa con los átomos y moléculas del material. Lainteracción será mayor en los materiales más gruesos o densos. El detector mide lasradiaciones secundarias que se retrodispersan a partir de la interacción. En este casotambién si hay una geometría constante el medidor indicará la densidad del material y si ladensidad es constante, indicará el espesor del material.

Si se utiliza la radiación neutrónica, el valor de la retrodispersión puede indicar la cantidadde átomos de hidrógeno presentes en el material. En este principio se basan, por ejemplo,los medidores de humedad en la producción de papel, los medidores de carreteras quedeterminan las características de las superficies asfaltadas, y los medidores de porosidadque determinan el contenido de agua o hidrocarburos de las rocas del subsuelo.

Las actividades de las fuentes beta suelen oscilar entre 40 y 200 MBq, mientras que lasfuentes gamma pueden contener hasta 100 GBq.

97

tabla 2: Aparecen las fuentes empleadas en medidores de retrodispersión

Fuente de radiación Aplicaciones típicas del medidor deretrodispersión

Prometio 147 (beta) Espesor del papel; revestimiento del metaldelgado

Talio 204 (beta) Espesor del caucho delgado y los productostextiles

Estroncio 90 (beta) Espesor del plástico, caucho, vidrio y dealeaciones delgadas y ligeras

Americio 241 (gamma) Vidrio de hasta 10 mm y plástico de hasta 30mm

Cesio 137 (gamma) Vidrio de más de 20 mm; densidades deroca/carbón

Americio 241/Berilio (neutrones) Detección de hidrocarburos en rocas

14.1.3 Medidores reactivos.

Cierto rayos gamma y rayos X de baja energía pueden ionizar átomos específicos y hacerque emitan rayo X con una energía característica. La medición con el detector de los rayosX característicos no solo indica la presencia de los átomos específicos, sino también sucantidad en el material. En este principio se basan los medidores que analizan los elementosconstitutivos de materiales como minerales y aleaciones, así como los medidores que midenel espesor de las capas de los subestratos de materiales distintos.

Se pueden utilizar generadores de neutrones de alta energía accionados con electricidadpara transformar sustancias no radiactivas en radiactivas. Los radionucleidos que se formanemiten rayos gamma característicos que pueden identificarse por su energía. Estosmedidores o instrumentos de referencia se utilizan en la prospección de petróleo.

Tabla No 3 fuentes más empleadas en medidores reactivos

Fuente de radiación Aplicación del medidor reactivoHierro 55 (gamma) Análisis elementos de poca masa

Plástico de 0-25 µm sobre aluminioAmericio 241 /gamma9 Análisis elementos de masa mediana

Zincde 0-100 µm

Cadmio 109 (gamma) Análisis elementos de gran masaGeneradores de neutrones Análisis de hidrocarburos en rocas

Las actividades de las fuentes utilizadas varían entre unos 200 MBq y 40GBq.

98

14.2 EQUIPO UTILIZADO PARA LA MEDICIÓN

Las fuentes cerradas que se emplean en los medidores a menudo se hallan en FormaEspecial, sobre todo los emisores gamma. La fuente debe estar bloqueada en su recipiente,en muchos casos, un contenedor sellado y blindado.

Los recipientes de fuentes gamma suelen tener blindaje de plomo para colimar la radiaciónen un haz primario y dirigirlo al material hacia el detector.

Se deberá instalar un obturador para que la fuente de radiación esté completamenteblindada mientras no se utilice. Es preciso colocar y mantener una señal que indiqueclaramente si el obturador está abierto o cerrado.

En la superficie exterior del recipiente de la fuente deberá colocarse una etiqueta con losdatos de la fuente instalada , incluido el nombre del radionucleido, su actividad en unafecha determinada y su número de serie.

En el recipiente del medidor y en los dispositivos protectores deberán colocarse avisosadecuados que marquen los límites de la zona controlada.

14.3 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MATERIA DE MEDIDORES

El principal aspecto que hay que tener en cuenta en relación con los medidores, sobre todolos que contienen emisores beta, es impedir el acceso a las tasas de dosis muy altas que seencuentran normalmente en el haz primario, cerca de la superficie exterior del medidor.Esto puede lograrse preparando el material que vaya a medirse con el blindaje necesario einstalando obturadores automáticos que se cierren cuando no haya ningún material.

Puede ser necesario establecer zonas controladas a ambos lados del material de losmedidores tanto de transmisión como de retrodispersión.

Se fijará en el lugar apropiado el blindaje que haya sido necesario añadir a un medidor parareducir la intensidad de la radiación después de que haya pasado a través del detector, elmaterial de blindaje dependerá del tipo y la energía de la radiación que vaya a atenuar.

Se requiere un dosímetro adecuado tanto para fines de vigilancia como para comprobar quelos niveles de radiación sean satisfactorios.

14.3.1 Medidores portátiles

Los medidores portátiles deben transportarse de conformidad con los reglamentos detransporte . En caso de que el recipiente del medidor no cumpla estos requisitos, el medidordeberá colocarse en un contenedor apropiado. En general, los contenedores del tipo Aresultan adecuados para los medidores que contienen actividades relativamente bajas , pero

99

si la actividad excede los límites especificados en el reglamento para el transporte seguro demateriales radiactivos, entonces se deberá utilizar un contenedor tipo B.

Además de la documentación apropiada que deberá acompañarle, el embalaje deberá llevarrótulos con inscripciones que indiquen si las respectivas tasas de dosis corresponden a lacategoría I, II o III.

En los rótulos se deberá indicar el nombre del radionucleido y la actividad contenida. Losrótulos de las categorías II y III deberán marcarse con el índice de transporte.

14.3.2 Mantenimiento de los medidores

Los medidores suelen instalarse en plantas industriales y exponerse a la intemperie y a otrascondiciones que pueden deteriorar considerablemente las marcas hechas en el contenedor e,incluso, el mecanismo del obturador. Por lo tanto es importan dar mantenimiento periódicoa las piezas móviles y renovar lo que sea necesario.

Los medidores portátiles también pueden deteriorarse fácilmente cuando se utilizan en elterreno, como los medidores de carreteras y de análisis de minerales. La limpieza diaria y elmantenimiento preventivo periódico son elementos fundamentales. Antes de efectuar estasoperaciones deberá utilizarse un intensímetro para confirmar que el obturador esté cerrado.

Es probable que la fuente funcione de manera fiable varios años. Se deberán realizarpruebas de fuga en los intervalos que exija la autoridad reguladora o en los que recomiendeel fabricante y después de cualquier incidente en que la fuente pueda haberse dañado. Lasfuentes instaladas con carácter permanente por lo general no están sometidas a condicionestan duras pero, aun así, deberán comprobarse al menos cada dos años.

14.3.3 Almacenamiento y contabilidad

Los medidores que estén en espera de ser instalados, así como los medidores portátiles y lasfuentes intercambiables, pueden estar provistos únicamente de blindaje para sertransportadas por breves períodos y más tarde definitivamente. Nadie deberá permanecer ensu cercanía ni manipularlos más tiempo del necesario. Se deberá proveer un depósitoespecial reservado para esos fines para conservar los medidores y sus fuentes cuando noestén en uso. Este depósito no deberá contener otros materiales peligrosos como productosquímicos o gases comprimidos y deberá ser seco y, de ser necesario, ventilado. Se deberáncolocar avisos de advertencia en lugares visibles

El depósito deberá mantenerse cerrado para impedir el acceso de personas no autorizadas alas zonas de tasa de dosis más alta en el interior del local, o el contacto con un medidor osus fuentes. La llave deberá mantenerse en un lugar seguro.

Deberá mantenerse un registro que indique dónde se halla cada fuente y se realizará unacomprobación semanal de los medidores y fuentes portátiles para cerciorarse de que esténalmacenados en condiciones de seguridad.

100

14.3.4 Medidas en caso de emergencia

Es importante poder precisar los problemas que puede presentar un medidor nuclear y estarpreparado para enfrentarlos. Un análisis minucioso del equipo y del uso que se le ha de darpermitirá prever las situaciones anormales que podrían presentarse. Es preciso elaborarplanes para situaciones no usuales que puedan aplicarse con rapidez y eficacia pararecuperar el control en caso de que surja un problema. Por ejemplo, en los planes se podríandefinir medidas inmediatas para hacer frente a las siguiente situaciones:

Ä Pérdida o robo de un medidor o una fuenteÄ Daño físico del recipiente de una fuenteÄ Fuga de sustancias radiactivas de una fuente selladaÄ Descubrimiento de tasas de dosis inaceptablemente altas después de que haya fallado un

obturador o una señal de alarmaÄ Exposición de una persona a causa de un fallo del equipo o error de procedimiento.

101

15. GAMMAGRAFIA INDUSTRIALIng. Esp. Fernando Mosos

15.1 RADIOGRAFÍA

Un defecto de la soldadura entre dos secciones de una tubería o algún otro defecto en uncomponente fundido o de metal podría tener consecuencias catastróficas iniciarse lautilización de esa tubería u objeto. La radiografía pone de manifiesto esas imperfeccionesutilizando las propiedades únicas características de las radiaciones ionizantes para penetraresos componentes importantes sin dañarlos. El radiógrafo produce una radiografía, que esun registro fotográfico permanente del ensayo no destructivo (END). El procedimiento sellama también ensayo de garantía de calidad (GO).

15.2 RADIACIONES UTILIZADAS PARA RADIOGRAFÍA

La gammagrafía utiliza radiaciones gamma. El equipo necesario es muy fácil de trasladar yresulta ideal para faenas de construcción a veces remotas y en condición de trabajo amenudo difíciles.

El iridio 192 es ideal para radiografía, pero pueden utilizarse otros radionucleidsegún las características del material de que esté formado el objeto.

Energías gamma Espesor óptimoRadionucleldo (MeV) del acero (mm)

Cobalto 60 Altas (1,17 y l.33) 50-150Cesio 137 Altas (0,662) 50-100Iridio 192 Medias(0,2-1,4) 10-70lterbio 169 Bajas (0,008-0,31) 2,5-15Tulio 170 Bajas 0,08 2,5-12.5

La radiación debe tener suficiente energía para penetrar directamente a través d objeto, perocon una atenuación suficientemente reducida al pasar a través de u fisura. El aumento de latransmisión a través de la fisura debe producir una imagen más oscura en la películarevelada. La actividad de la fuente determina la cantidad radiación disponible. Demasiadaactividad pone un velo a la fotografía oscureciéndola en toda su extensión y reduciendo laprobabilidad de descubrir fisura. También exige precauciones de seguridad en una zonamás amplia. Una fuente de actividad baja requerirá más tiempo de exposición para permitirque una radiación suficiente llegue a la película para crear la imagen. Las exposicionesmás prolongadas alargan la duración del trabajo y exigen que las precauciones de seguridadse mantengan por períodos más largos.

102

15.3 EQUIPO UTILIZADO PARA RADIOGRAFÍA

Las fuentes radiográficas selladas son cápsulas de acero inoxidable de forma especial quecontienen una actividad alta. Emiten constantemente rayos gamma por lo que su transportey traslado ha de efectuarse en contenedores especiales portátiles. Esos contenedores paraexposición (en algunos países se les llama también cámaras) rodean totalmente la fuentecon un blindaje, tal como plomo o, más eficazmente, uranio. Se fabrican muchos tipos decontenedores, pero no todos son utilizados o accesibles internacionalmente. Todosfuncionan generalmente exponiendo las radiaciones útiles de una de las siguientes formas:

Ä Retiro de una parle del blindaje;Ä Desplazamiento de la fuente a un canal deliberadamente estrecho del blindaje, pero

permaneciendo dentro del contenedor; oÄ Retiro completo de la fuente del contenedor.

A estos dos primeros tipos suele llamárseles contenedores de obturador o de haces. Estoscontenedores coliman la radiación liberada, definiendo y limitando el tamaño de los hacesque emergen.Los mecanismos del obturador a veces son automáticos y a veces manuales. En este últimocaso es importante que el radiógrafo permanezca detrás del contenedor utilizando elblindaje de éste para reducir al mínimo a dosis de radiación que tiene probabilidad derecibir.

Se producen situaciones en que la radiografía de haces con empleo de contenedores deobturador no es posible. Esto puede deberse a que el contenedor no quepa en el espaciodisponible o a que a superficie de la película que ha de exponerse exceda el tamaño delhaz.. Los fabricantes proporcionarán herramientas largas especiales diseñadas para retirar lafuente del contenedor. En esos casos, la fuente puede instalarse en un colimador adecuadoo utilizarse para realizar radiografía panorámica. En este último caso no hay restriccionesen cuanto a la dirección de los haces. El radiógrafo recibe generalmente dosis más altas alrealizar esta clase de trabajo. Se necesitan procedimientos estrictos para garantizar que lalongitud de la herramienta, por ejemplo un metro, sea mantenida entre el radiógrafo y lafuente. El contacto con una fuente de actividad alta durante unos pocos segundos podríaprovocar una lesión dei tejido no visible durante varias semanas.

15.4 CONTENEDORES DE PROYECCION

La fuente para el contenedor de proyección va acoplada en el extremo de un cable flexiblellamado cable portafuente. El extremo no activo del cable portafuente sobresale en partedel contenedor y se halla sujeto por un anillo fijador que mantiene la fuente en el centro delblindaje. El tubo en "S" que atraviesa el blindaje no permite a la radiación un camino cortoy recto hacia el exterior. Un tapón de tránsito cierra el orificio de salida y evita que laspartículas dañen el tubo en S. Entre los componentes auxiliares del contenedor secomprenden el cable de control y la manivela, el tubo guía y la extensión del tubo guía (queno siempre es necesaria). Diversos colimadores se ajustan al extremo del tubo guía.

103

Para utilizar el contenedor la ventana se coloca cerca del objeto, el cable telemando seconecta al cable portafuenle y la manguera del cable telemando y el tubo guía se conectanal contenedor. Para afianzar la manguera del cable en el contenedor se requiere rotar elanillo fijador que libera el cable portafuente. Al hacer girar la manivela, ésta arrastra elcable, haciendo que el cable portafuente asome de] contenedor y se desplace a lo largo deltubo guía hasta que la fuente alcance la ventana. El tubo guía y el colimador debensujetarse firmemente con una cinta o mantenerse con un soporte estable para evitar todomovimiento mientras la fuente entre en a ventana. Haciéndose girar la manivela en sentidoinverso, la fuente se retrae.

15.5 POSIBLES PROBLEMAS DE LOS CONTENEDORES

Es de importancia decisiva realizar un mantenimiento regular de todos os contenedoresradiográficos y del equipo auxiliar de acuerdo con las Instrucciones del fabricante. Es útilmantener un registro de las comprobaciones y ensayos de mantenimiento que hayan sidonecesarios y dejar constancia de que se hayan realizado con los intervalos apropiados. Loscomponentes accionados mecánica y automáticamente son los más vulnerables y puedenser decisivos si su fallo tiene probabilidad de dejar la fuente fuera del blindaje. Laexperiencia del radiógrafo y los manuales técnicos para los operadores proporcionados conel equipo deben permitir el descubrimiento de los posibles fallos de funcionamiento y laelección de sus remedios. Por ejemplo, aunque los contenedores de proyección handemostrado ser muy fiables y han ayudado a reducir las dosis recibidas por los radiógrafos,pueden presentarse varios problemas:

El extremo del cable puede pasar de largo a través de la manivela debido a un fallo delcable o a no haberse afianzado el tubo guía o la ventana.Ä Es posible que se haga difícil o imposible girar la manivela debido a que ésta se haya

ensuciado con partículas provenientes del cable o el contenedor.Ä Si el cable portafuente se retuerce, puede suceder que se debilite y se rompa.Ä La conexión cable - portafuente puede no ajustar debido a daños, desgaste o suciedad

por partículas.Ä La manguera del cable telemando puede desconectarse del contenedor debido a un fallo

o a una manipulación brusca.Ä Es posible que la manguera del cable se haya aplastado, bloqueando el cable.Ä El tubo guía puede estar aplastado o los conectores del tubo guía pueden resultar

aplanados, atrapando la fuente o el cable portafuente.

El reconocimiento de la posibilidad de estos fallos puede ayudar a evitar que se produzcan.Es conveniente examinar regularmente el equipo y en caso de necesidad encomendar sureparación a un técnico competente o debe sustituirse el componente dañado antes devolvera usar el equipo.

104

15.6 REQUISITOS DE LOS CONTENEDORES PARA EXPOSICIONES

El equipo radiográfico que tiene un rótulo en que se deja constancia de que se ajusta a lasespecificaciones I SO 3999 -Aparatos para gammagrafia (ISO/TC 85.SC 2 N 78)- ha sidofabricado de acuerdo con el estándar más elevado posible y existen meiios probabilidadesde que causo problemas. Para tener la seguridad de que el contenedor sigue ajustándose aese estándar debe mantenérsele limpio de manera que el símbolo de advertencia del trébol yla palabra ·radiactivo· sigan legibles. El cierre que bloquea la fuente debe mantenerse. Laactividad de cualquier fuente nueva que se instale no debe exceder el valor límiteespecificado en el contenedor: por ejemplo, 4 TBq de iridio 192. El cumplimiento de loanterior garantiza que no se excedan los siguientes limites de tasa de dosis (para uncontenedor portátil clase P):

Ä 2000µSv/h (200mR/h) en cualquier superficie de¡ contenedor.Ä 500µSv/h (50mR/h) a 5Omm de cualquier superficie extema del contenedor.Ä 2OµSv/h (2mR/h) a 1 m de cualquier superficie extema del contenedor.

Los datos de la fuente instalada, incluidos el nombre del radionucleido, su actividad eil unafecha específica y su número de serie deben indicarse en una etiqueta en la parte exteriordel contenedor, los contenedores que se ajustan a las ISO 3999""también se usan a menudocomo contenedores de transporte. La mayoría de ellos se han ensayado y certificadoconforme a la norma del contenedor de tipo B que ha de resistir fuerzas de impacto grave,fuerzas de aplastamiento, inmersión en líquido y tensión térmica sin pérdida de loscontenidos radiactivos ni pérdida significativa del blinda e. Para su transporte estoscontenedores solo necesitan una documentación apropiada y etiquetas que indiquen lastasas de dosis correspondientes a la categoría 11 o categoría 111. Generalmente también esnecesario que los vehículos utilizados exhiban los correspondientes rótulos.

Tasas de dosis máximas permitidas

Categoría del µSv/h( µGy/h)contenedor detransporte indicada En la superficie A 1 m de a superficieen la etiqueta del contenedor del contenedor

II 500 (500) 10 (10)III 2000(2000) 100 (100)

Las etiquetas de los contenedores deben marcarse con el nombre del radionucleido, laactividad contenida (por ejemplo 400 GBq) y el índice de transporte. El índice detransporte es la tasa de dosis máxima a ]m de la superficie del contenedor medida en µSh/hdividida por 10.

105

15.7 PRUEBA DE FUGAS PARA FUENTES RADIOGRÁFICAS

Las pruebas de fugas deben realizarse de acuerdo con los intervalos requeridos por elórgano reglamentador o recomendados por el fabricante de la fuente o después de cualquierincidente en que la fuente pueda haber sido dañada. Estas pruebas pueden realizarsesimplemente frotando con un material absorbente cualquier superficie que haya estado encontacto con la fuente, tal como el interior del tubo en S o el tubo guía y comprobando sihay alguna sustancia radiactiva en el paño. Para una comprobación mejor se requiere untubo guía rígido corto como una embocadura que se ajuste directamente al contenedor. Enel tubo corto se coloca un trozo de papel o tela absorbente y se hace asomar la fuente corrosi fuera a tomarse una radiografía, de manera que esta fuente presione suavemente en elmaterial absorbente. Los materiales absorbentes solo deben manipularse empleando pinzaso tenazas. Se necesitan detectores de radiaciones sensibles para medir con exactitud lacantidad de sustancia radiactiva en el material absorbente, pero una contaminaciónimportante producirá una tasa de dosis. Por ejemplo: una contaminación considerable queexceda los 600 kBq de cesio 137 o una cantidad muy inferior de iridio 192 y cobalto 60producirá tasas de dosis medibles de por lo menos 5 µSv-h < a 10cm de distancia. Lamagnitudde una fuga aceptable es muy inferior.

15.8 ALMACENAMIENTO DEL EQUIPO

Los contenedores para exposición solo tienen un blindaje suficiente para permitir que se leslleve durante breve tiempo y para ser transportados. Nadie debe estar cerca de dichoscontenedores por más tiempo del necesario. Cuando una fuente se utiliza regularmente enun emplazamiento, debe reservarse un depósito especial para guardar el contenedormientras no se le utiliza, Se necesita la cooperación de la dirección de la obra para que eldepósito pueda aislarse y especialmente para que se le sitúe lejos de otros materialespeligrosos, tales como explosivos y sustancias corrosivas. El depósito debe exhibir letrerosde advertencia y estar seco en su interior. Las tasas de dosis accesibles fuera del depósitodeben ser tan bajas como sea razonablemente posible, menos de 7.5µSv/h o de preferenciamenos de 2.5µSv/h.

En la puerta debe haber un cerrojo para evitar la entrada de personas no autorizadas a lazona de tasas de dosis más altas o impedir que alguien toque el contenedor. La llave debeguardarse en lugar seguro.

Debe mantenerse un registro en que se indique en todo momento el lugar en que seencuentra la fuente. Los días en que la fuente y el contenedor no se utilicen debe realizarseun control para ver si siguen almacenados en forma segura.

15.9 PROCEDIMIENTOS DE RADIOGRAFÍA

Cuando una fuente radiográfica está sin blindar produce tasas de dosis superiores a7,5 en una zona muy amplia. Es posible calcular el tamaño máximo de la zona si seconocen el radionucleldo y su actividad. En general esas zonas deben designarse como

106

áreas controladas" y el acceso a ellas debe-prohibirse a toda persona, con excepción delradiógrafo y los ayudantes autorizados. A veces, en una obra de construcción el áreacontrolada se extiende por debajo y por arriba del nivel en que está situado el equiporadiográfico.

La radiografía de haces da lugar a áreas controladas más pequeñas, especialmente si loshaces se dirigen hacia abajo, en dirección al suelo. Otra forma de reducir el tamaño delárea controlada consiste en colocar blindajes locales en torno a los objetos radiografiadospara atenuar aún más el haz cuando haya pasado a través de la película fotográfica. Esosdetentores de haces pueden fabricarse de plomo o cualquier metal pesado de ese tipo,

Deben colocarse suficientes barreras y suficientes letreros de advertencia para marcar lasfronteras de todas las áreas controladas. Los letreros de advertencia deben escribirse en elidioma del país de manera que cualquier persona de la vecindad comprenda lo que estásucediendo y por qué no está autorizada a traspasar las barreras. En todo caso, debe velarsepor que haya suficientes ayudantes circulando fuera de las barreras para detener a laspersonas que quieran cruzarlas.

El radiógrafo debe emitir una señal sonora de advertencia antes de la exposición, tal comoun silbido, para advertir a los ayudantes y a otras personas cuando esté a punto de exponerla fuente. Una luz, un letrero grande o alguna otra advertencia adecuada de la exposicióndebe colocarse lo más cerca posible de la posición de la fuente expuesta como advertenciaadicional para cualquiera que haya dejado atrás a los ayudantes y las barreras. Es mejorrealizar las radiografías cuando y donde sea menos probable que haya otras personastrabajando cerca.

El radlógrafo debe llevar un medidor de tasa de dosis que esté abierto permanentementecuando transporte un contenedor para exposición, prepare una toma de radiografía o instaleo retire las películas radiográficas. El radlógrafo y sus ayudantes deben usar dosímetrospersonales mientras trabajen cerca del contenedor y entren a las áreas controladas. Lostrabajadores deben someterse regularmente a exámenes médicos o revisiones de salud,generalmente una vez al año, y es necesario mantener registros de las dosis que acumulen alo largo de los años. No debe permitirse que la dosis acumulada anual que se haya medidoen relación con todo el cuerpo exceda el límite.

15.10 ACTUACION EN CASO DE EMERGENCIA

El radiógrafo debe estar permanentemente alerta al utilizar una fuente radiactiva. Si seperturba el procedimiento normal para producir radiografías o el equipo comienza afuncionar inadecuadamente, el radiógrafo debe retirarse en busca de asistencia y considerarlas medidas que han de adaptarse. Los planes para situaciones no usuales deben prepararsecon anticipación sobre la base de la evaluación crítica que el radiógrafo haya hecho de esassituaciones. El ensayo de los planes para imprevistos indicará si ha de necesitarse algúnequipo especial para hacer frente a os incidentes predecibles. Un juego de elementos deemergencia debe comprender cuatro bolsas de perdigones de plomo que contengan cada

107

una 2 kg de blindaje, una tenaza con mango largo de 1 m o 1,5 m y un conjunto deherramientas de mano.

Para corregir un fallo puede ser necesario trabajar cerca de la posición de la fuente. Amenos que el plan se haya elaborado en detalle y se cumpla eficientemente, podríanrecibirse en poco tiempo dosis excesivas. La mayoría de as recuperaciones de fuentesrealizadas por radiógrafos se han traducido en menos de 10 mSv de dosis de todo el cuerpo,lo que está por debajo de los límites de dosis anuales correspondientes.

Utilícese el blindaje disponible en el emplazamiento para cubrir la fuente cuando seaposible; manténgase al menos 1 m de distancia entre la fuente y las personas consideradasen el plan; y, si es posible, no se permita a nadie que se exponga por más tiempo que el queproduciría una acumulación de 10 mSv a 1 m de distancia de la fuente que se ha derecuperar. Por ejemplo:

Actividad Tasa de dosis Tiempo parade una fuerte equivalente a acumularde iridio 192 al m 10 mSv al m(TBq) (mSv/h) (min)

0,75 97,5 6,2

2,0 260 2,3

-3,7 481 1,3

Las personas que participen no deben recibir dosis innecesariamente.. Las tareas difícilesque exigen trabajar cerca de la fuente deben repartiese entre varias personas para distribuirla dosis. La fuente o cualquier parte del tubo guía que pueda contenerla fuente no debe en circunstancia alguna entrar en contacto con el cuerpo de una persona,En algunos segundos puede recibirse una dosis suficiente para causar lesiones de los tejidosque no serían visibles hasta dentro de varias semanas. En ninguna circunstancia debeadaptarse una medida que cree el riesgo de cortar o incluso de destruir la fuente.

Cualquier incidente que pueda haberse traducido en una dosis excesiva a una persona ocualquier dosis alta registrada en un dosímetro debe investigarse. Es importante determinarsi la dosis sospechada o registrada fue recibida Y si alguna parte del cuerpo recibió unadosis mucho más alta que pudiera traducirse en una lesión localizada del tejido.

Si se pierde una fuente radiactiva, incluso dentro de su contenedor, debe encontrársela loantes posible. Se necesitarán instrumentos de vigilancia radiológica para ayudar a ubicar lafuente. Los instrumentos de alta sensibilidad (capaces de medir tasas de dosis ocontaminación bajas) pueden ayudar a detectar las radiaciones de fuentes distantes oblindadas. Los instrumentos de baja sensibilidad (capaces de medir tasas de dosis altas) senecesitan cerca de las fuentes no blindadas. No busque “a ciegas una fuente en una zona enque la tasa de dosis exceda la capacidad de los instrumentos disponibles. Retírese hasta queel instrumento esté nuevamente en condiciones de indicar la tasa de dosis y calcular la

108

distancia de la fuente. Mediciones similares desde otras direcciones pueden ayudar alocalizar la fuente con precisión.

Cuando una Cuente radiográfica va no cumple fines útiles debe evacuárselaadecuadamente. Esto puede realizarse devolviéndola al país de origen o poniéndola bajo elcuidado de un receptor autorizado.

109

16. TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVOIng. Esp. Rubén Quintero

INTRODUCCIÓN

Actualmente en el mundo se utilizan, en gran medida, materiales peligrosos, lo cualesdeben ser transportados hasta los sitios de evacuación o utilización.Por el desconocimiento del público ante los riesgos potenciales que representa el transportede materiales radiactivos, cada vez que se presenta un incidente que afecta las personas, elmedio ambiente o bienes materiales, la sociedad exige la implementación de reglamentosamplios que controlen de manera efectiva ese transporte, desconociendo la existencia denormas internacionales que regulan dicha actividad.Con relación a reglamentos específicos para el transporte seguro de materiales radiactivos,algunos países han tomado distintos sistemas, acordes con el uso de estos materiales y elmarco jurídico interno, muy pocos cuentan con un reglamento y la mayoría de susregulaciones se basan en recomendaciones internacionales que buscan la protección de laspersonas y del medio ambiente en cuanto a los riesgos radiológicos que supone eltransporte de estos materiales.EL Organismo Internacional de Energía Atómica, OIEA, ha publicado el "Reglamento parael Transporte Seguro de Materiales Radiactivos", Colección de Normas de Seguridad delOIEA, No. ST-1, documento que sirve como base para la regulación del transporte de todoslos materiales radiactivos que circulan el mundo.El objetivo del Reglamento del OIEA, es que los bultos se diseñen, fabriquen y mantengande modo tal, que incluso en caso de accidente, las consecuencias radiológicas seanaceptablemente pequeñas, teniendo en cuenta la pérdida del blindaje y del sistema decontención de los bultos.El objetivo al reglamentar el transporte de materiales radiactivos es proteger al público, alos transportadores y al medio ambiente, y esta protección sólo se logra a través delestablecimiento de una serie de exigencias técnicas a su contención para impedir sudispersión, fijando límites a las tasas de dosis provenientes de los bultos, a sucontaminación superficial, así como la prescripción de condiciones adecuadas durante eltransporte.De igual manera, todas las medidas de controles nacionales o internacionales, estándirigidas a reducir el número de incidentes y a menguar sus consecuencias. Estas medidasincluyen la imposición de requisitos especiales de diseño de vehículos de transporte, decarreteras y vías férreas. Otros controles o normas se refieren al embalaje, a etiquetas deadvertencia, a la inspección y documentación de remesas y a su manipulación.

110

16.1 DEFINICIONES

16.1.1 Transportista

Cualquier persona, organización u organismo que se encargue del acarreo de materialesradiactivos por cualquier medio.

16.1.2 Transporte

Se refiere a cualquier medio y a las operaciones conexas como carga, descarga, transbordo,estiba y almacenamiento en tránsito.

16.1.3 Autoridad competente

Aquella que en cualquier país controla el cumplimiento de las normas de ProtecciónRadiológica y del transporte de material radiactivo.

16.1.4 Condiciones normales de transporte

Se entenderán por tales, tanto las circunstancias comunes como los incidentes que sepresentan en forma habitual en el transporte;Ejemplos: caída de bultos desde pequeñas alturas sobre superficies lisas o punzantes,aplastamiento del bulto por estiba bajo bultos pesados o que el bulto se moje por efecto dela lluvia.

16.1.5 Condiciones accidentales de transporte

Circunstancias que impliquen eventos de baja probabilidad de ocurrencia, pero que aconsecuencia de ellas, pueda ocurrir la destrucción total de la mayor parte del bulto.Ejemplos: caída de bultos desde grandes alturas o impactos equivalentes, incendios, choquede vehículos que transporten material radiactivo o volcamiento del mismo; combinación desucesos como choque, volcamiento o incendio del vehículo que transporta materialradiactivo.

16.1.6 Bulto

Se entiende por bulto al embalaje más su contenido radiactivo, tal como se presenta para sutransporte.

16.1.7 Embalaje

Conjunto de elementos necesarios para garantizar el cumplimiento de las condiciones deseguridad que se expiden para el transporte del contenido radiactivo. Puede constar de unoo varios recipientes, materiales absorbentes, estructuras de separación, blindajes,aislamientos térmicos, etc.

111

16.1.8 Sistema blindante

Conjunto de elementos del embalaje destinados específicamente a atenuar la radiación.

16.1.9 Sistema de contención

Conjunto de elementos del embalaje destinados específicamente a retener el contenidoradiactivo durante el transporte.Ejemplos: Puede constar de uno o varios recipientes, materiales absorbentes, estructuras deseparación, etc.

16.1.10 Contaminación radiactiva de un bulto

Presencia de materiales radiactivos en la superficie externa del bulto.

16.1.11 Contaminación radiactiva transitoria de un bulto

Se entiende por tal a la fracción de la contaminación radiactiva de un bulto, que puedeeliminarse frotando en seco su superficie externa.

16.1.12 Materiales radiactivos en forma especial

Materiales radiactivos sólidos no dispersables o cápsulas selladas que contengan materialesradiactivos, construidas de tal manera que solo puedan abrirse destruyéndolas; puedensoportar impactos, flexiones, choques o incendios.Los materiales radiactivos en esta forma presentan un riesgo mínimo de contaminación encircunstancias accidentales, aunque existe el riesgo de radiación externa directa.Ejemplos: Equipos de telegammaterapía, equipos de gammagrafía industrial, equiposindustriales medidores de nivel o espesor y también tubos y agujas de Cs-137, Co-60, Ra-226, etc., empleados en tratamientos médicos, siempre y cuando no se hayan deterioradocon el uso, ni para el caso de fuentes de Ra-226 fabricadas hace algunas décadas cuando nose aplicaban los estrictos criterios de seguridad actuales.

16.1.13 Índice de transporte

Es el nivel de exposición máximo que presenta un bulto a un metro de su superficie,expresado en mrem/hora.Este sirve para que el transportista separe los materiales radiactivos de las personas y deotras remesas con el fin de lograr la seguridad respecto a la criticidad y limitar el nivel deexposición a las radiaciones de los individuos del público y de los trabajadores durante eltransporte y almacenamiento en tránsito.

112

16.2 CONDICIONES A TENER EN CUENTA EN EL TRANSPORTE

16.2.1 Contención de los materiales objeto del transporte

Con esta condición se pretende evitar la dispersión e incorporación de materialesradiactivos, mediante el diseño y resistencia de los materiales del embalaje o controlando laforma y la actividad de su contenido.

16.2.2 Control de la radiación externa emitida por los bultos

Los riesgos de radiación externa, se controlan ya sea: limitando el nivel máximo deexposición en superficie y a un metro de la misma, mediante etiquetas de advertencia sobrepresencia de radiaciones o a través de documentos que indiquen las condiciones a tener encuenta en el manejo, estiba y transporte del material radiactivo.

16.2.3 Prevención de daños causados por el calor emitido por los bultos

El calor en la superficie de los bultos, consecuencia de las interacciones de la radiación conlos materiales del embalaje, se puede controlar limitando la temperatura superficial de losbultos mediante dispositivos de disipación de calor o por procedimientos de estiba yalmacenamiento.

16.2.4 Prevención de la criticidad nuclear

Se aplica al caso de transporte de materiales fisionables, que son capaces de iniciar unareacción neutrónica en cadena automantenida por acumulación de masa suficiente, sin quesea necesario ninguna otra acción, mecanismo o condición especial. Su control se consigueteniendo en cuenta la geometría y limitando la cantidad de material fisionable atransportar.

16.3 PRINCIPIOS SOBRE LOS CUALES SE FUNDAMENTAN LAS NORMAS DETRANSPORTE

Todas las normas de transporte hacen énfasis en la "seguridad incorporada al diseño" de losbultos, no al control de las operaciones. Por tanto, la responsabilidad sobre la seguridaddurante el transporte recae directamente sobre el remitente, es decir, el que prepara bultospara su expedición ha de cuidar el cumplimiento estricto de las disposicionesreglamentarias, a fin de reducir al mínimo los riesgos y operaciones de manipulación de laremesa por parte del transportista.Todo transporte de material radiactivo debe tener en cuenta los principios de protecciónradiológica: Justificación, Optimización y Limitación de dosis.

113

16.4 OBJETIVO DEL TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS

El objetivo de toda Norma de Transporte es garantizar que:

Ä En circunstancias normales de transporte, las dosis recibidas por los transportistas ymiembros del público sean inferiores a los valores permitidos por la AutoridadCompetente.

Ä La dosis equivalente efectiva colectiva durante el transporte en condiciones normalessea mínima.

Ä Las consecuencias en caso de incidentes o accidentes sean "aceptables". Poraceptables, se entiende que la probabilidad de ocurrencia del suceso sea inferior a unvalor establecido independientemente de las consecuencias o que las dosis individualesy colectivas resultantes del accidente, por radiación externa o interna o por ambasrazones, sean inferiores a un valor aceptado, prefijado o considerado razonable por laAutoridad Competente.

16.5 CRITERIOS DE ANÁLISIS DE SEGURIDAD EN EL TRANSPORTE DEMATERIAL RADIACTIVO

El siguiente método coincide en sus principios con la metodología aplicada al análisis deseguridad de cualquier instalación o equipo que utilice materiales radiactivos.

16.5.1 Etapa I: análisis de riesgos inherentes al transporte

Riesgos de Irradiación

El análisis debe enfocarse al reconocimiento de las posibles fuentes de irradiación depersonas o cosas, a consecuencia de:Ä La radiación emergente de un bulto en condiciones normales.Ä Aunque se límite la cantidad de material radiactivo a transportar en un tipo de embalaje,

es imposible reducir el nivel de exposición más allá de los límites exigidos para lacategoría del bulto.

Ä Incremento del nivel de radiación emergente del bulto como consecuencia de unincidente por:

Ä Desplazamiento del blindaje;Ä Destrucción total o parcial del embalaje;Ä Liberación del contenido radiactivo por destrucción del sistema de contención.

Riesgos de Contaminación

Prever las circunstancias en las cuales objetos comunes se contaminen o aquellas en quepersonas incorporen material radiactivo durante el transporte.

114

Ä En circunstancias normales, este hecho sólo puede ocurrir como consecuencia de laexistencia de contaminación radiactiva transitoria en la superficie del bulto.

Ä En un incidente del transporte puede ser consecuencia de la liberación parcial delcontenido radiactivo por falla o muy baja resistencia del sistema de contención.

Ä Durante un accidente, la liberación del contenido radiactivo y el consecuente riesgo decontaminación puede derivarse de una falla de diseño o construcción del sistema decontención o por no haberse tenido en cuenta en el diseño dicho riesgo.

16.5.2 Etapa II: análisis de incidentes y accidentes previsibles durante el transporte

Esta etapa comprende la identificación de los diferentes incidentes y/o accidentes quepueden esperarse durante el transporte, la evaluación de cada evento (Altura de caídas,potencia de impacto, temperatura de incendio, etc.) y el cálculo de la probabilidad deocurrencia de cada suceso posible.

Incidentes previsibles

Los incidentes más frecuentes durante el transporte son los siguientes:Caída del bulto desde pequeñas alturas sobre superficies lisas o punzantes, caída de objetosrelativamente pesados o punzantes sobre el bulto, compresión del mismo por aceleracioneso desaceleraciones bruscas. Hurto y manejo inadecuado del bulto por no reconocimientodel riesgo, debido a:

Ä Identificación del bulto en idioma extranjero;Ä Que carece de placas de identificación;Ä La identificación es ilegible por suciedad o manejo inadecuado del bulto.

Del análisis detallado de la forma de carga, transporte, descarga, estiba, etc. pueden surgireventos distintos a los indicados, como también la exclusión de otros.

Accidentes previsibles

Dependiendo del tipo de transporte, lugares de tránsito, etc. existen diferentesposibilidades, a saber:

Ä Transporte por vía pública. Se considera el accidente más grave, como una secuenciaequivalente a choque del vehículo, vuelco e incendio, lo cual implica que el mismobulto sufre dos impactos y luego los efectos del fuego.

Ä Transporte en el interior de un establecimiento. Los accidentes más probables son:Incendio, caída desde alturas considerables o de elementos pesados sobre el bulto.

En conclusión, en esta fase se listan todos los incidentes y/o accidentes posibles,considerando la combinación de eventos que puedan agravar la situación. Se evalúan lamagnitud del riesgo de cada evento y se efectúa el cálculo de la probabilidad de cadasuceso posible.

115

16.5.3 Etapa III: análisis de consecuencias de incidentes y accidentes

Se evalúan las dosis individuales y colectivas que puedan surgir como consecuencia de unincidente o accidente de transporte, teniendo en cuenta por separado las resultantes de lairradiación externa e incorporación de material radiactivo.

16.5.4 Etapa IV: desarrollo del sistema de transporte

Conforme a los objetivos (numeral 5.1) y de acuerdo a la información obtenida en las tresetapas anteriores, se elige, entre las soluciones que proporcionan el mismo grado deseguridad global, las más prácticas y económicas, las que se apoyan en la seguridadintrínseca de diseño y entre estas las que limitan la seguridad de operación a un mínimo demedidas de sencilla aplicación.

16.6 TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS EN EL INTERIOR DEESTABLECIMIENTOS

Todo establecimiento debe tener un reglamento que establezca las formas y procedimientosa que debe ajustarse el movimiento interno de materiales radiactivos.Para su desarrollo puede aplicarse un procedimiento análogo al método de análisisindicado.Con el fin de evitar confusiones, se recomienda utilizar la palabra "transferencia" en lugarde "transporte", cuando se refiere al movimiento de material radiactivo en el interior de unestablecimiento.

16.7 TIPOS DE BULTOS

El grado de seguridad exigido a un bulto determinado es proporcional a los riesgos quepuede originar el contenido que transporta, estas exigencias se expresan en forma denormas de comportamiento y no de especificaciones de diseño tales como, espesor deparedes o detalles de juntas y cierres. El reglamento de transporte indica los requisitos quedebe cumplir un bulto, pero no la forma de conseguirlos.Dependiendo de la actividad y la forma física del contenido radiactivo, los bultos seclasifican en:

16.7.1 Bultos exceptuados

Están destinados al transporte de pequeñas cantidades de material radiactivo.

Requisitos Administrativos

116

El riesgo que supone su transporte es sumamente bajo y los controles administrativosexigidos son mínimos, no requieren etiquetas de advertencia visibles en su exterior.Muchos Reglamentos postales permiten su expedición por correo.

Requisitos de Diseño

Su diseño debe garantizar la manipulación y estiba correcta y segura, soportar sin pérdidade su integridad choques, vibraciones, degradación química o radiolítica de los materialesdel embalaje por captación y/o retención de agua. Además, garantizar que el riesgo de sucontenido sea identificado cuando se abra el embalaje.

16.7.2 Bultos industriales

Se diseñan para el transporte de materiales de Baja Actividad Específica (B.A.E) u objetoscontaminados en su superficie (O.C.S).Los materiales B.A.E y O.C.S con bajos niveles de contaminación superficial, presentan unbajo riesgo de irradiación debido a que su actividad por unidad de masa es muy baja y porencontrarse en una forma no dispersable. Dependiendo del riesgo de su contenido seclasifican en:

Ä Bultos Industriales del Tipo 1 (BI-1). En su diseño se tienen en cuenta los requisitosexigidos a los bultos exceptuados y además ciertas condiciones de temperatura ypresión cuando se han de transportar por vía aérea.

Ä Bultos Industriales del Tipo 2 (BI-2). Debe cumplir con los requisitos del bulto BI-1 ysoportar ensayos de caída libre y de aplastamiento.

Ä Bultos Industriales del Tipo 3 (BI-3). Además de los requisitos anteriores, debensatisfacer ensayos de penetración y aspersión con agua.

16.7.3 Bultos tipo A

Sirven de medio seguro y económico para el transporte de cantidades relativamentepequeñas de materiales radiactivos, resisten caídas desde vehículos o desde alturassimilares, golpes por objetos agudos que puedan horadar su superficie, exposición a lalluvia y apilamiento de cargas sobre ellos.

16.7.4 Bultos tipo BSe utilizan para el transporte de grandes cantidades de material radiactivo y deben soportarademás de las condiciones normales de transporte, condiciones accidentales graves, como:impactos, penetración, fuego, inmersión en agua. Su diseño debe ser aprobado por laAutoridad Competente del país y en algunos casos por la autoridad de cada país de tránsitoo destino.

117

16.8 ENSAYOS PARA SOPORTAR CONDICIONES NORMALES DETRANSPORTE

Para demostrar su capacidad de resistencia a incidentes normales durante el transporte,varios bultos pertenecientes a la misma serie de fabricación, se exponen a riego, que simulalluvia con una intensidad de 50 mm de agua durante una hora.

Después se someten a los siguientes ensayos:

Ä Caída libre desde 1.2 metros de altura sobre un blanco rígido de superficie plana; sí elcontenido son gases o líquidos, la altura de la caída es de 9 metros.

Ä Compresión entre dos superficies planas durante 24 horas, con una carga no inferior acinco veces el peso del bulto o 1300 kg/m2 sobre la cara superior del bulto.

Ä Penetración de una barra de 3.2 cm de diámetro y 6 kg de peso, con punta hemiesférica,dejando caer la barra sobre el bulto desde una altura de 1 metro.

16.9 ENSAYOS PARA SOPORTAR CONDICIONES ACCIDENTALES DETRANSPORTE

16.9.1 Ensayo mecánico

Cada bulto se somete a dos caídas sobre un blanco rígido.

Ä Caída I: El bulto se deja caer sobre un blanco rígido de superficie plana y horizontaldesde una altura de 9 metros.

Ä Caída II: El bulto cae sobre una barra de acero de 15 cm de diámetro y 20 de altura, laaltura de caída es de 1 metro.

La secuencia y posiciones de impacto deben ser las que suponen mayor daño del bulto.

16.9.2 Ensayo térmico

Se expone el bulto a fuego durante 30 minutos a una temperatura de 800 oC.

16.9.3 Ensayo de inmersión en agua

El bulto se sumerge a una presión equivalente a 15 metros de profundidad, durante nomenos de 8 horas.

16.10 SEÑALIZACION, ROTULADO Y NOTIFICACIONES

Es importante que los transportistas, destinatarios, servicios de emergencia y demáspersonas, conozcan la presencia de materiales radiactivos en el curso de las expediciones.La información necesaria depende del tipo y cantidad de material radiactivo presente, del

118

embalaje utilizado para el transporte y está destinada a notificar la presencia y describir losmateriales radiactivos objeto del transporte.Esta información figura en documentos de expedición, etiquetas, marcas en los bultos,rótulos en los medios de transporte y notificaciones especiales.

16.10.1 Documentos de Expedición

Son documentos que han de acompañar cada expedición y contienen la siguienteinformación:

Ä Nombre de Expedición: describe los materiales en una forma general. Ej: materialesradiactivos, en forma especial N.E; materiales radiactivos, fisionables N.E.

Ä Número de Clase: Corresponde a la clasificación dada por la Organización de Naciones Unidas paralas mercancías peligrosas.

Ä Nombre de Clase: Sino forman parte del nombre de expedición, deben figurar las palabras"MATERIALES RADIACTIVOS" que corresponde a la clase 7.

Ä Número de Identificación: Número de las Naciones Unidas asignado al material, segúnse especifica en uno de los Apéndices del Reglamento de Transporte Seguro.

Ä Descripción del Material, describir la forma física y química de los materiales o unaindicación de que los materiales son radiactivos. Para la forma química se acepta unadescripción química genérica (Talio, Cesio etc.).

Ä Actividad: la actividad máxima del contenido radiactivo durante el transporte expresadaen becquerelios (Bq) (o en curios (Ci), con el prefijo apropiado del S.I.

Ä Categoría del bulto: si es I BLANCA, II AMARILLA o III AMARILLA.Ä Índice de Transporte (IT): solamente en el caso de las Categorías II AMARILLA y III

AMARILLA.Ä Dimensiones del bulto: sus dimensiones de alto, ancho y largo del bulto. Ninguna de las

dimensiones de un bulto que contenga materiales radiactivos en forma especial puedeser inferir a 5 cm.

16.10.2 Etiquetas de transporte

Se utilizan para clasificar los bultos dependiendo del nivel de radiación en superficie y a unmetro de cualquiera del bulto (IT), además para tomar decisiones sobre como manipular yalmacenar los bultos para evitar exposiciones a los trabajadores, emergencistas y personalrelacionado con el transporte.Dependiendo del nivel de radiación en superficie y del índice de transporte del bulto estosse clasifican en las categorías siguientes:

119

INDICE DETRANSPORTE

NIVEL DE RADIACION MAXIMO EN PUNTOSDE LA SUPERFICIE EXTERNA (mSv/h)

100 x IT (mSv/h) ≤ 0.005(0.5 mrem/h)

>0.005 (0.5 mrem/h)≤ 0.5(50 mrem/h)

>0.5(50 mrem/h)≤ 2(200 mrem/h)

>2(200 mrem/h)≤ 10(1000 mrem/h)

0 I - BLANCA

>0≤ 1

II - AMARILLA

>1≤10

III - AMARILLA

>10 III – AMARILLA USO EXCLUSIVO

16.10.3 Rotulado en los bultos

Se utilizan marcas que indican que en el diseño del embalaje se ha procedido deconformidad con los criterios funcionales del Reglamento y que los autores del diseño y losremitentes han verificado que las características del bulto son adecuadas. Estas marcasayudan en las actividades de inspección y coherción de las autoridades competentes.Además proporcionan, al observador versado y en caso de accidente, valiosa informaciónya que establecen un vínculo entre el bulto y la aprobación del diseño (marca deidentificación).Estas marcas son las siguientes:

Ä Tipo de bulto (A ó B);Ä El trébol que indica presencia de Material Radiactivo;Ä Peso del bulto si es mayor de 50 kg;Ä Marca de la autoridad competente que aprobó el diseño del bulto; _ Número de serie del

bulto.

Si el bulto es de Tipo B, las marcas, incluyendo el trébol deben ser resistentes al fuego y alagua.

16.10.4 Rótulos en los medios de transporteIndican la presencia de material radiactivo en un contenedor, cisterna, vagón o vehículo. Secolocan en los cuatro lados del vehículo, contenedor o cisterna.

16.10.5 Notificaciones especialesSon documentos destinados a notificar a la autoridad competente de los países en transito ode destino, sobre el transporte de materiales radiactivos, solamente se utilizan en el caso debultos Tipo B(M).

16.11 ASPECTOS A SEGUIR EN EL TRANSPORTE DE MATERIALRADIACTIVO

16.11.1 Sobre los niveles de radiación en los bultos.

120

Ä La tasa de dosis equivalente en cualquier superficie del bulto debe ser inferior a:2mSv/h(200mrem/h ).

Ä El índice de transporte no debe ser superior a: 100 mSv/h ( 10 mrem/h ).

16.11.2 Sobre los rotulos en los bultos

Todo bulto que sea categoría A ó B debe llevar las marcas siguientes:

Ä Tipo de bulto ( A ó B );Ä El trébol que indica presencia de Material Radiactivo;Ä Peso del bulto si es mayor de 50 kg;Ä Marca de la autoridad competente que aprobó el diseño del bulto; _ Número de serie del

bulto.

Si el bulto es de Tipo B, las marcas, incluyendo el trébol deben ser resistentes al fuego y alagua.

16.11.3 Sobre el transporte en vehículos por carretera

Es responsabilidad del conductor y su acompañante verificar que se cumplen los siguientesrequerimientos:Ä Vehículos y/o furgonetas lleven las etiquetas adecuadas en las caras laterales y en la

parte trasera del vehículo.Ä Contenedores y bultos lleven las marcas y etiquetas adecuadas y que se dispongan en el

vehículo en un embalaje debidamente anclado que impida desplazamientos durante eltransporte.

Ä El blindaje garantice que ni el conductor, ni su acompañante reciban una dosis superiora 20 mSv/h (2 mrem/h).

Ä La tasa de dosis equivalente en cualquier superficie externa del vehículo no sea superiora 2 mSv/h (200 mrem/h).

Ä Llevar el respectivo certificado de transporte, el certificado de aprobación del bulto si esde Tipo B y del material que se transporta si es material radiactivo en forma especial.

Ä Disponer de instrumentos y herramientas necesarios para situaciones de emergencia.

PROBLEMAS

1. Un embalaje que contiene material radiactivo presenta una tasa de dosis equivalente ensuperficie de 0.55 mSv/h (55 mrem/h) y a un metro de distancia de una cualquiera de suscaras la tasa de dosis máxima es de 0.007 mSv/h (0.7 rem/h).

a) A que categoría pertenece el bulto?b) Cual es su índice de transporte?c) Que unidades tiene el índice de Transporte?d) En el espacio indicado en las etiquetas II-AMARILLA y III - AMARILLA para

el índice de transporte, que unidades deben colocarse?2. Se requiere transportar por carretera un bulto cuya tasa de dosis en la cabina delconductor es de 4 mrem/h. Cual es la solución óptima para obtener la autorización de la

121

autoridad competente, la cual exige que la tasa de dosis máxima en la cabina del conductorsea de 2 mrem/h.

122

17. Emergencias radiológicasFis., Ph.D, María Esperanza Castellanos

17.1 TIPOS DE ACCIDENTES RADIOLOGICOS

Los accidentes radiológicos pueden ser clasificados en las siguientes categorías:

à accidentes con fuentes ó material radiactivoà accidentes con efectos transfronterizos; fuera del país, yà Reingreso de satélites nucleares

17.1.1 Accidentes con fuentes o material radiactivo

à Encuentro de material radiactivo, áreas contaminadas o ambasà Robo o extravío de fuentesà Fuente expuesta o pérdida de la integridad del blindajeà Accidentes en laboratorios o en instalaciones industrialesà Accidentes de transporteà Dispersión de emisores alfa

17.1.2 ¿Dónde ocurren los accidentes radiológicos?

à Instituciones médicasà Instalaciones industrialesà Centros de investigación y educaciónà En cualquier parte durante el transporte de materiales radiactivosà Ciclo del combustibleà Otros sitios como instalaciones militares o sitios donde se maneje tráfico ilícito

17.1.3 Consecuencias

à Posible riesgos radiológicos:Ø Irradiación externa.Ø Contaminación interna por inhalación o ingestión.Ø Contaminación del ambiente.

17.2 HISTORIA DE LOS ACCIDENTES RADIOLOGICOS

à Accidentes que involucran serias sobre exposiciones de personas son raros.à Primeros casos se reportaron rápidamente después del descubrimiento de los

rayos-X y radiactividad en 1895

123

à Primer caso de daños en piel debido a radiación se reportó en 1986

17.2.1 Causas

à La desaparición de fuentes industriales selladas durante las operacionesà Exposiciones no advertidas a rayos-X usadas en control de calidad.

17.2.2 Estadísticas

Desde 1944 hasta marzo de 2000 [DOE-REAC/TC]

à 414 accidentes de consideraciónà 133.742 personas afectadasà 3.008 con exposiciones significativas, según Criterio de Dosis Accidentales

DOE/NRCÃ 127 casos fatales

17.2.3 Distribución de frecuencia

124

17.2.4 Equipos de Radiación

à Fuentes selladas 203

à Equipos Rayos-X 79

à Aceleradores 24

à Gen. Radiación 1

17.3 Ejemplos

à Venezuela – 1997Ø 18 Ci Am-Be, pérdida de blindaje

à Congo - 1998Ø Tráfico de una fuente de Cs-137

à Bangladesh -1997Ø Explosión de un pozo de petróleo, pérdida de la fuente

à Taiwan – 1998Ø Construcción de un edificio con acero, contaminación con Co-60

à Georgia – 1996/1998Ø Descubrimiento de varias fuentes en un campo militar

à Japón – 1997Ø Incendio de un contenedor de desechos

De lo anterior se tiene como consecuencias:

à Los accidentes radiológicos pueden ocurrir en situaciones muy diversas y encualquier parte

à Serias consecuencias radiológicas son raras, pero pueden producirse

Ø Efectos estocásticos (aparición de cáncer)Ø Lesiones severasØ Muerte

à Se requieren Planes de Respuesta a Emergencias Radiológicas

125

17.4 ACCIDENTES RADIOLOGICOS (GOIÂNIA, Brasil)

¿Dónde ocurrió el accidente?

à Goiânia - La Capital del Estado Goiâs,Brasil

à Población - alrededor de un millónà Area del accidente - sección pobre de la

ciudadà Instalación: equipo de teleterapia abandonado

en un instituto de radioterapia

17.4.1 Algunos Ejemplos de Accidentes Radiológicos (Goiania)

Ä Septiembre 1987, Fuente en desuso

Ä Fuente mal custodiada (olvidada) 137Cs, 1.4 KCi, 100 g CsCl

Ä 2 personas remueven la fuente (desconocían )

Ä Para venderlo como chatarra

¿Qué ocurrió?

à A finales de 1985 un instituto de radioterapia privado cambió de domicilio,dejando abandonado un equipo de teleterapia de Cs-137 sin notificar a laAutoridad Reguladora

à El instituto donde se abandonó el equipo fue demolido parcialmenteà El 13 de Septiembre de 1987, dos personas que estaban informadas sobre el

abandono del equipo, removieron la fuente del cabezal del equipo de radioterapiaà Ellos trasladaron el cilindro que contenía la fuente a su hogar e intentaron

desmantelarloà En el intento, provocaron la ruptura de la cápsula

126

¿Cómo fue descubierto el accidente?

à Después que la cápsula fue rota, el resto de los componentes del cilindro fueronvendidos a un comprador de chatarra

à Fragmentos de la fuente del tamaño de un grano de arroz fueron distribuidos entrevarias familias

à Transcurridos cinco días un cierto número de personas demostraron signos ysíntomas gastrointestinales a consecuencia de la radiación

à Una de las personas irradiadas asoció la aparición de los síntomas con el cilindro;informando de esta situación a las autoridades sanitarias de la zona

à Esta acción inició una cadena de eventos que permitieron descubrir el accidente

Primeras medidas

à Triage médicoà Monitoreo a las personas y mediciones ambientalesà Tratamiento médico de personas irradiadas y contaminadasà Acciones para recuperar el material radiactivo y controlar la fuenteà Descontaminación de lugares contaminados (casa, lugares públicos, vehículos,

etc.)à Demolición y remoción de casasà Remoción del suelo contaminado

Principales Consecuencias

à 4 Casos fatalesà Personas contaminadasà El ambiente severamente contaminadoà Generación de grandes cantidades de desechos radiactivosà Grandes gastos económicosà Sustanciales impactos fisiológicos en la población (no será más bien

psicológicos???)

Hechos básicos

à Individuos monitoreados = 112.800à Personas contaminadas = 271

Ø Ropas y zapatos = 120Ø Interna y externa = 151

à Lesiones localizadas = 28à Hospitalización = 20à Daños en médula ósea = 4à Síndrome Agudo de Radiación = 8à Casos fatales = 4à Decontaminación de la ciudadà 730 trabajadoresà 98 casas, de las cuales:

127

Ø 41 fueron evacuadasØ 6 fueron demolidasØ 51 fueron reparadas

à 58 diferente lugares públicos decontaminados, incluidos pavimento, cuadras,tiendas y bares

à 64 vehículosà Sitio de almacenamiento de desechos:

Ø 20 km. de ciudadØ acondicionado para acomodar 4.000-5.000 m3 de desechos

à Tipos de bulto para desechos utilizados:Ø 4.500 tambores de metal (200L)Ø 1.400 cajas de metal (5 toneladas)Ø 10 contenedores de transporte (32 m3)Ø 6 conjuntos de bultos de concretoØ Volumen de desechos almacenados: 3.500 m3, o más de 275 camiones

cargados de construcción

Otros hechos (Goiania)

à Dispersión del material radiactivo. Contaminaciónà Monitoreo dosimétrico a 2 000 Km (80% de las calles)à Monitoreo individual a 112 800 personasà 249 personas con algún tipo de contaminaciónà > de 40 casas descontaminadasà Fallecieron 4 personas (aprox. 4.5 – 6 Gy)

128

Ä > 3 500 m3 de desechos radiactivos

17.4.2 Lecciones aprendidas

à Es esencial un adecuado sistema de información para evitar el pánicoà Trabajadores de emergencia deberán ser instruidos acerca de cómo transmitir la

información al públicoà La efectividad de la asistencia internacional inmediata a un accidente radiológico

dependerá de la infraestructura de que disponga el país que la solicitaà Regulaciones Aduanales:

Ø mejorar la facilidad de importar y retornar mercancíaà Los equipos de monitoreo a ser usados en el campo deberán ser capaces de medir

en condiciones de:Ø humedad y temperaturas altas y condiciones ambientales inestables

à Infraestructura de ingeniería civil:Ø disponible para descontaminación y operaciones de reconstrucción

17.4.3 Conclusiones del Accidente

à Fuentes radiactivas en desuso y sin control pueden significar serios peligrosà Gran responsabilidad de las personas designadas como responsables de la seguridad

de las fuentes radiactivasà El conocimiento por parte del público de los potenciales daños de la radiación

ionizante constituye un factor importante en la disminución de la probabilidad deaccidentes radiológicos

129

17.4.4 Precauciones prácticas

à No manipule fuentes o bultos desconocidosà Asuma que cualquier bulto o fuente dañada puede producir contaminaciónà No toque lo que se supone dañadoà No camine sobre los derramesà Utilice bolsas y cubiertas plásticasà Revise y consulte los cálculosà Consulte antes de decidir las operacionesà Mantenga los equipos calibradosà No deje de medir y de medirse

17.4.5 LECCIONES APRENDIDAS

à Las Autoridades Competentes deberán organizar y mantener actualizado un registrode la historia de los accidentes de cada país

à Las Autoridades Competentes deberán publicar periódicamente una revisión de losreportes de accidentes radiológicos; la comunidad internacional puede aprender delas experiencias nacionales.

Los factores que a continuación se citan son determinantes para reducir los accidentesradiológicos:

à concientizar al personal de los peligros y riesgos radiológicos asociados al uso defuentes radiactivas y una adecuada vigilancia por parte de la dirección yadministración de las instituciones

à desarrollar programas de capacitación y adiestramiento compatibles con el manejode fuentes radiactivas. Contratar personal calificado y especializado.

à Mantenimiento periódico y verificación del correcto funcionamiento de los equiposempleados para medir campo de radiación

à Inventario actualizado de las fuentes radiactivas, su ubicación y la exposición decada una de las fuentes radiactivas

à Utilizar los equipos de detección adecuados en cada operaciónà Un análisis de los accidentes radiológicos indica que los errores humanos y fallas

de lo equipos son las principales causas de accidentesà La tendencia general en aquella personas que realizan trabajos rutinarios es

descuidar algunos requerimientos básicos para una buena práctica lo que puede dara lugar situaciones anormales que conducen a un accidente

à La falta de adiestramiento, falla en los sistemas de detección, descuido en elmantenimiento de equipos son factores que contribuyen dramáticamente a loserrores humanos

17.4.6 CONCLUSIONES

à Los países deben estar preparados

130

à La coordinación de la respuesta es crítica - conocer quién está a cargo (quién tieneel comando)

à Conocer por anticipado las autoridades responsablesà Integrar la respuesta de emergencia radiológica con los sistemas convencionales de

emergenciaà Reconocimiento rápido y notificación de un accidenteà Activación rápida de la respuesta apropiadaà Información al públicoà Mantener la credibilidad en las autoridadesà Entrenamiento y ejerciciosà En la mayoría de las emergencias radiológicas (no relacionadas con reactores) los

peligros convencionales (como fuego y presencia de químicos) son más importantesmayores que los peligros radiológicos

à En una emergencia radiológica la atención de los aspectos no radiológicos tieneprioridad: salvar vidas, tratamiento de lesiones, combate de incendios, protección deequipos críticos y seguridad del personal

à Una vez que los aspectos no radiológicos han sido estabilizados, el paso inmediatodeberá ser minimizar los riesgos radiológicos en el público, trabajadores de laemergencia y en el ambiente

131

18. APLICACIONES MÉDICAS DE LAS RADIACIONESIONIZANTESFís. Uriel Chica

18.1 RADIODIAGNOSTICO MEDICO

El objetivo del diagnóstico radiológico es obtener e interpretar la información adquirida porel examen de la opacidad de un sistema biológico frente a los rayos X. La obtención de esainformación se logra mediante tres pasos:

Ä La parte a ser examinada es expuesta al haz de rayos XÄ El haz de rayos X es perturbado al interactuar con la parte examinadaÄ La información transportada por el haz de rayos X se traslada a una forma conveniente

para su interpretación (placa radiográfica o pantalla radioscópica).

Las figuras 1 y 2 muestran esquemas representativos.

Figura 1 Figura 2

132

Formación de la imagen

Mediante un estudio por rayos X sólo pueden distinguirse dos estructuras adyacentes si loscoeficientes de atenuación de ambas son diferentes.

En el proceso de interacción de la radiación con la materia el coeficiente de atenuación porefecto fotoeléctrico depende de la tercera potencia del número atómico del material,mientras que el coeficiente de atenuación por efecto Compton no depende del mismo. Elproceso fotoeléctrico es predominante en la zona de bajas energías, por lo que se deduceque el contraste de una placa (es decir la capacidad de discriminación entre zonas dedistintas características) disminuye al aumentar el kilovoltaje.

Como datos ilustrativos se indican a continuación los valores típicos de número atómicoequivalente:

Tejido adiposo 6,3Músculo 7,4Agua 7,4Hueso (fémur) 11,6

A bajas energías el contraste depende de

Ä las diferencias de los números atómicos de los materiales,Ä las diferencias de espesor, yÄ las diferencias de densidad

Mientras que a altas energías el contraste sólo depende de:

Ä las diferencias de espesor, yÄ las diferencias de densidad

Existen órganos y estructuras anatómicas que no pueden distinguirse por medio de rayos Xporque presentan la misma atenuación que los tejidos aledaños. Sin embargo, la atenuaciónde los rayos X en tales estructuras puede alterarse introduciendo una sustancia que posee uncoeficiente de atenuación diferente, denominada sustancia de contraste, la que puedeexhibir un coeficiente de atenuación superior o inferior que el de la estructura que se deseavisualizar. La aplicación más obvia de este método es la introducción de material decontraste en el tubo digestivo, aparatos respiratorio y urogenital y sistemas nerviosos ycirculatorio.

133

18.2 RADIOTERAPIA

La radioterapia se define como el uso de las radiaciones ionizantes para el tratamiento deenfermedades neoplásicas. Tal aplicación, denominada radioterapia, se lleva a cabo a travésde dos técnicas: la teleterapia y la braquiterapia.

18.2.1 TELETERAPIA

Se denomina así a una rama de la terapia oncológica por la que se busca eliminar las célulastumorales mediante haces de radiación ionizante que se dirigen desde el exterior del cuerpodel paciente hacia el volumen de localización del tumor maligno. Es un objetivo asociadominimizar el daño al tejido sano que lo circunda. En esta técnica, en la que se interponecierta distancia entre la fuente radiación y el tumor a irradiar (blanco), se utilizan equiposemisores de rayos X para radioterapia superficial y profunda y equipos de alta energíacomo los de telegammaterapia y los aceleradores lineales.

Equipos de rayos X para radioterapia

Las características generales de los equipos emisores de rayos X utilizados en eltratamiento de enfermedades neoplásicas pueden resumirse como sigue:

Ä ofrecen bajo rendimiento en profundidadÄ producen la dosis máxima en la epidermisÄ la localización y colimación del haz sobre el paciente se efectúa por medio de

aplicadores especiales que forman parte del equipo. Algunos equipos poseenlocalizadores especiales para aplicaciones intracavitarias

Ä la dosis en superficie se puede controlar mediante:la tensión del tubola intensidad de corrienteel filtrado del hazla distancia fuente-superficie (DFS)el tamaño de campo

Ä El rendimiento en profundidad se puede controlar mediante:la tensión del tuboel filtrado del hazla distancia foco-superficie

De lo anterior se infiere que además del tubo generador y sus elementos asociados, formanparte de un equipo de rayos X para terapia los siguientes componentes:

Ä aplicadores de distintas longitudes y distintos tamaños de campoÄ filtros para determinar la calidad de la radiaciónÄ algunos poseen cámaras monitoras para mejorar el aspecto dosimétrico

134

Equipos de radioterapia superficial

Se usan para el tratamiento de lesiones de piel, inclusive algunas histológicamentebenignas, y operan con diferencias de potencial entre 10 y 100 Kv. Imparten la dosismáxima en superficie que decae rápidamente en profundidad. Ello evita que los tejidossubyacentes sean significativamente irradiados. Esa incapacidad de entregar dosis altas enprofundidad guarda relación con el kilovoltaje. Los filtros de aluminio que se colocandirectamente por debajo de la unidad emisora tienen como fin absorber la radiación masblanda homogeneizando el espectro de emisión.

Equipos para radioterapia profunda

Operan alrededor de los 250 Kv con una distancia foco-piel de alrededor de 50 cm. Enestos equipos también se agregan filtros, tanto de aluminio como de cobre, para reducir laradiación mas blanda que afecta inútilmente la piel.

Equipos de alta energía

Son equipos que proveen radiación ionizante de naturaleza electromagnética ya seaproveniente de una fuente radiactiva o por la aceleración y frenado de partículas. En el casode las fuentes radioisotópicas la energía fotónica media es superior a un 1 Mev y la energíamáxima del espectro de emisión de los aceleradores es por lo menos 4 Mev.

Entre otras, los equipos de alta energía presentan las siguientes ventajas respecto de los deequipos de rayos X para terapia:

Ä mayor profundidad de penetraciónÄ mayor versatilidadÄ la dosis máxima se obtiene a una cierta profundidad por debajo de la epidermisÄ poseen mayor estabilidad energética

Equipos de cobaltoterapiaLos equipos de teleterapia que emplean fuentes selladas de material radiactivo se vienenutilizando desde 1952. Su diseño básico y condiciones de operación no han cambiadosustancialmente con los años. Los primeros equipos fueron fijos y en poco tiempo seintrodujeron los rotatorios (figura 3). Con el tiempo sedesarrollaron un sinnúmero de mejoras, particularmente en los sistemas de seguridad(enclavamientos, señalización y blindaje) de control y en los accesorios (sistemas decolimación, mesa de tratamiento, etc.).

Las fuentes selladas empleadas en este tipo de equipamientos son típicamente:

Ä de 137Cs entre 50 y 100 TBq (hoy día en desuso), yÄ de 60Co entre 100 y 500 TBq

135

Figura. 3 Figura. 4

La función primaria de una unidad de cobaltoterapia es entregar una dosis prefijada deradiación en un volumen bien definido del cuerpo. Este objetivo se cumple dirigiendo elhaz a la zona elegida como blanco y controlando la dosis entregada, tanto en lo referido aldireccionamiento y tamaño del haz como al control del tiempo de exposición de la fuente.

Aceleradores lineales

La emisión de fotones por un acelerador lineal (“linac”) responde al mismo principio quelos equipos generadores de rayos X pero en este caso los electrones poseen una energía devarios MeV al impactar en el blanco. Originalmente esto se lograba con la aplicación decampos eléctricos estáticos, para lo que eran necesarias tensiones de operación de variosmegavolts y estructuras aceleradoras de varios metros con las consiguientes dificultadestecnológicas de operación y seguridad. Estos problemas se solucionaron acelerando loselectrones con el campo eléctrico asociado a una onda electromagnética de alta frecuencia(aproximadamente 3000 Mhz) con la consecuente reducción de la tensión de operación (aunos 30 kV) y la longitud de la estructura aceleradora (aproximadamente 1 metro).

El aspecto de un acelerador (figura 4) es similar al de un equipo de cobalto y poseeprácticamente los mismos controles. Presenta algunas ventajas comparativas, entre las quese pueden mencionar:

Ä mayor profundidad de penetraciónÄ mayor precisión mecánicaÄ menor dosis a la entrada del campoÄ mayor rendimiento (dosis por unidad de tiempo)Ä posibilita la terapia superficial con electrones

Las partes básicas que constituyen un acelerador lineal son:

Ä generación de radiofrecuencia (RF)Ä cañón electrónico

136

Ä acelerador (guía de ondas)Ä deflector magnéticoÄ blanco (para emisión de fotones) o folias dispersoras (para tratamientos con electrones)Ä sistemas de alineación del haz de electronesÄ filtro aplanador del hazÄ sistema de cámaras monitorasÄ sistema de conformación del haz (colimadores y conos)Ä componentes para los movimientos mecánicos

1.2.2 BRAQUITERAPIA

Se designa con este nombre al uso de fuentes radiactivas selladas con el fin de tratarenfermedades neoplásicas , las cuales son ubicadas dentro de cavidades corporales o encontacto directo con el cuerpo del paciente en planos próximos a la zona tumoral. Labraquiterapia puede ser manual o remota.

La braquiterapia comprende las siguientes técnicas:

Ä terapia intersticial: la fuente se introduce dentro de los tejidos. En implantestransitorios se emplean fuentes de 192Ir e 125I en forma de semillas y alambres o fuentesde 137Cs en forma de agujas. En implantes permanentes se utilizan fuentes de 198Au deaproximadamente 2 GBq en forma de cilindros o agujas o fuentes de 192Ir e 125I enforma de semillas.

Ä terapia intracavitaria: las fuentes se ubican en orificios o cavidades naturales delcuerpo. Se usan fuentes de 137Cs de actividades comprendidas entre 0,1 y 1,85 GBq enforma de tubos.

Ä terapia superficial: se lleva a cabo mediante aplicadores dérmicos u oftálmicos queutilizan fuentes de 90Sr con actividades del orden de 1,5 Bq

La braquiterapia remota (figura 6) se lleva a cabo mediante equipos de carga diferida paratratamientos intracavitarios o intersticiales de alta y baja tasa de dosis. Para alta tasa dedosis se emplean fuentes de 192Ir con actividades del orden de 370 GBq y para baja tasas dedosis de 137Cs con una actividad del orden de 1 GBq.

La tolerancia a la radiación está en relación inversa al volumen irradiado. Este es elprincipio básico de la radiación endocavitaria o intersticial con la que se pretende dar, enpequeños volúmenes, dosis elevadas a las que no se podría llegar con radioterapia externa.De esto surge que la indicación del método se limita a la irradiación de pequeños tumoresresiduales o crecimientos incipientes.

La secuencia tele-braquiterapia capitaliza los beneficios de lisis del tumor y reoxigenaciónde la parte central, superándose el problema de saturación de las puertas de entrada.

Los materiales mas comunes con que se construyen las fuentes son:

137

Ä el 137Cs, que se manufactura en forma de agujas y tubos (figura 5)Ä el 192Ir, en forma de semillas y alambresÄ el 125I y el 198 Au, como semillas para implantes definitivos

Figura 5. Tubo de 137Cs para tratamientos Figura 6. Equipo de braquiterapia remota Intracavitarios

Las semillas de oro están bañadas en platino para filtrar la radiación beta. El iridio es unemisor de radiación gamma mucho mas blanda que la del 226Ra y el 60Co. Esta cualidad setraduce en menor absorción de dosis en los tejidos adyacentes al volumen implantado ysimplifica la radioprotección del personal.

El 226Ra fue durante mucho tiempo el material radiactivo por excelencia para braquiterapia,pero el hecho de decaer, entre otros, en 222Rn obligaba a sellarlas con un doble encapsuladode platino, debiendo verificarse periódicamente la integridad del mismo. Por este motivo sees recomendable que, tan pronto como sea posible, se abandone la práctica de terapia confuentes de 226Ra y se la reemplace por métodos alternativos mas seguros como el uso defuentes de 60Co, 137Cs ó 192Ir.

Los implantes de fuentes en forma intersticial se dividen en transitorios y permanentes. Enlos primeros, las fuentes (alambres, semillas, agujas) se introducen, ya sea en forma directao a través de guías en la zona a tratar y se retiran luego del tiempo establecido para dar ladosis indicada en la superficie de referencia. En los implantes permanentes se empleannucleidos de vida media corta que quedan permanentemente en el organismo (son fuentesestables física y químicamente). Lo que se fija en este caso es la distribución de fuentes y laactividad inicial de cada una para dar la dosis prescrita en la superficie de referencia.

Existen además equipos para aplicaciones intracavitarias de retrocarga de alta tasa de dosisen los que los tratamientos duran algunas horas; estos se realizan en salas especialesblindadas, en las que las fuentes regresan al blindaje en forma automática (por ejemplo,neumática) al abrirse la puerta del recinto, lo que disminuye notablemente la dosis querecibe el personal. Además, se dispone de fuentes falsas que al intercalarse de determinadaforma con las fuentes activas genera la distribución de dosis mas adecuada para untratamiento particular.

138

18.3 MEDICINA NUCLEAR

El uso médico de fuentes abiertas de material radiactivo, generalmente conocido comomedicina nuclear, consiste en la administración de radiofármacos al paciente para: realizarmediciones fisiológicas, obtener imágenes de órganos, glándulas o sistemas y llevar a cabociertos tratamientos.

Las drogas y compuestos marcados con radionucleidos específicos se depositan en elorganismo en forma predecible, tanto en su localización como en la cantidad. Las ventajasde emplear esta técnica consisten en que se puede estudiar el comportamiento fisiológico enforma simple, no invasiva, a bajo costo y con bajo riesgo para el paciente. Por ejemplo losestudios funcionales de corazón proveen información que de otro modo deberían obtenersecon caterización cardíaca. Este último es un procedimiento invasivo que requierehospitalización e implica mayor dosis de radiación, mortalidad, morbilidad y costo.

Figura 7. Tomógrafo por emisión de positrones PET

El tratamiento con radiofármacos es una pequeña parte de la práctica de medicina nuclear,si bien es muy efectiva para ciertas enfermedades. El tratamiento del hipertiroidismo(mayor actividad funcional de la glándula tiroides) es una práctica rutinaria en la medicinanuclear, que presenta ventajas frente al tratamiento quirúrgico tales como menormorbilidad, mortalidad y costo.

Otro aspecto de la medicina nuclear es el empleo de técnicas de radioinmunoensayo. Estosprocedimientos no requieren la administración de material radiactivo al paciente, sino quese utiliza una muestra biológica, usualmente sangre, que se analiza en tubos de prueba(ensayos “in vitro”) para la determinación del contenido de hormonas, vitaminas, drogas,enzimas, partículas o productos virales, antígenos de cáncer, etc.

La actividad del material radiactivo empleado varía con el radionucleido seleccionado ycon el propósito del estudio. En general las actividades mas grandes corresponden a losradionucleidos de vida media más corta. Las actividades varían de algunos kBq paraestudios de absorción de vitamina B-12 con 57Co hasta los GBq para estudios contomógrafos por emisión de positrones (PET).

139

Radiofármacos en medicina

Para practicar un examen diagnóstico con radioisótopos que se administraran al apacientehace falta disponer de moléculas marcadas que tengan una afinidad específica con elórgano que se debe estudiar. Estas moléculas deben responder al doble criterio de seguridadpara el paciente y eficacia para el diagnóstico. De hecho la única nocividad de estasmoléculas es su radiactividad. Las radiaciones α y β presentan cierto riesgo biológico, porlo que por lo común sólo se utilizan los isótopos emisores de radiación γ. Además el riesgobiológico será tanto más pequeño cuanto más rápido se eliminen del organismo. Debido aque los procesos de eliminación son relativamente lentos, se deben emplear isótopos en losque la actividad decaiga rápidamente, es decir de corto período de semidesintegración.

Los radiosótopos deben ser producidos artificialmente y después conducidos hacia lospuntos de empleo, distantes muchas veces varios centenares de kilómetros. Por lo tanto, esdifícil que en los servicios de medicina nuclear se pueda disponer de cantidades suficientesde radioisótopos que tengan períodos de sólo unas horas. Para resolver este problema serecurre a los generadores isotópicos. Así, el molibdeno 99 tiene un período de 2,8 días y sedesintegra dando tecnecio 99 metaestable, cuyo período es de 6 horas. Este último puedeser separado rápidamente del elemento progenitor por elución, para ser empleado en elservicio de medicina nuclear.

El 99mTc emite una radiación γ con una energía de 140 keV que puede ser detectada desdeel exterior del paciente. Sin embargo, ninguna molécula biológica contiene tecnecio y hasido necesario desarrollar toda una química de este elemento para poder marcar moléculasbiológicamente interesantes con un átomo extraño. Por otra parte, antes de su empleo hasido necesario asegurarse de que su presencia no modifique en forma fundamental elcomportamiento biológico de la molécula.

El marcado de una molécula por un radioisótopo de período medio corto, como el 123I o el99m Tc, precisa la puesta a punto de métodos rápidos y de alto rendimiento para evitar unapurificación antes de su empleo y que sean perfectamente reproducibles. Los reactivosnecesarios para la preparación del producto marcado son comercializados en forma defármacos listos para su empleo y que se deben usar siguiendo un método generalmentesimple, pero riguroso, para obtener un radiofármaco conforme con los criterios de calidadgarantizados.

Las moléculas biológicas están constituidas principalmente por hidrógeno, carbono,oxígeno y nitrógeno. Estos elementos tienen isótopos emisores de positrones. Lospositrones son electrones que tienen una carga eléctrica positiva, al contrario de loselectrones negativos que forman la materia. Cuando un positrón interacciona con unelectrón ambos desaparecen para dar radiaciones γ que parten en direcciones opuestas. Porlo tanto, los radioisótopos emisores de positrones pueden ser detectados desde el exteriordel cuerpo, éste es el caso del 11C, 13N y 15O que tienen períodos cortos: 20,10 y 2 minutosrespectivamente. Desde el punto de vista biológico es una ventaja, pero deben serfabricados en el mismo punto de empleo. Esta producción es posible mediante un

140

acelerador de partículas llamado ciclotrón que representa una considerable inversión. Poresta razón muy pocos servicios de medicina nuclear en el país cuentan con él.

Uso terapeútico de radiofármacos en medicina nuclear

Las fuentes radiactivas abiertas utilizadas en terapia comprenden radiofármacosmetabolizables y dispersiones. Los radionucleidos terapéuticos pueden ser emisores α, β oemisores de electrones Auger. Debido a la diferente penetración tisular de este tipo departículas, la mayoría de los compuestos utilizados son emisores β por lo que comúnmenteeste tipo de tratamientos reciben el nombre de betaterapia.

La ventaja que ofrece la terapia con radiofármacos de partículas directamente ionizantes (α,β , electrones Auger) sobre la terapia externa o con radiofármacos emisores de fotones Xy/o γ, es que la primera ofrece un tratamiento específico con escasa o nula irradiación de lostejidos sanos circundantes.

141

142

BIBLIOGRAFIA

REGLAMENTO PARA EL TRANSPORTE SEGURO DE MATERIALESRADIACTIVOS. Colección de Normas de Seguridad del OIEA, edición 1996. No. ST-1. OIEA, Viena.

MANUAL EXPLICATIVO PARA LA APLICACIÒN DEL REGLAMENTO PARA ELTRANSPORTE SEGURO DE MATERIAL RADIACTIVO. Colección de SeguridadNo 7. Edición 1985 (Enmendada 1990). OIEA, Viena.

MANUAL DE CONSULTA PARA LA APLICACIÓN DEL REGLAMENTO PARA ELTRANSPORTE SEGURO DE MATERIAL RADIACTIVO. Colección de SeguridadNo 37. Edición 1985 (Enmendada 1990). OIEA, Viena.

ESQUEMAS SINOPTICOS DE LOS REQUISITOS APLICABLES AL TRANSPORTEDE TIPOS ESPECÍFICOS DE REMESAS DE MATERIALES RADIACTIVOS.Colección Seguridad No 87. OIEA, Viena.

PLANIFICACIÓN Y PREPARACIÓN DE LA RESPUESTA A EMERGENCIASDEBIDAS A ACCIDENTES DE TRANSPORTE EN LOS QUE INTERVIENENMATERIALES RADIACTIVOS. Colección Seguridad No 87. OIEA, Viena. 1989.

DANGEROUS GOOD REGULATIONS. Quality in Air Transport. 34th Edition1995.IATA. International Air Transport Association.

ICRP "1990 Recomendation of the International Commission on Radiological Protection"ICRP, Publicación 60. 1991.

BIAGGIO, Alfredo L. Radiactividad y radiaciones ionizantes. Seguridad radiológica No. 1septiembre 1.990. sociedad Argentina de Radioprotección. Buenos Aires.

INTERNACIONAL COMISIÓN ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS.ICRU REPORT 19.Radiation Quantities and Units.

INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY; “Management of Radioactive WastesProduced by Users of Radioactive Materials”, Safety Series No. 70, IAEA, Vienna(1985).

INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY; “Treatment And Conditioning OfRadiactive Solid Waste”, IAEA-TECDOC-655. Vienna (1992).

INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY; “Review of Available Options for LowLevel Radiactive Waste Disposal, IAEA – TECDOC-661.Boletín del OIEA, Vol 31 # 4 1989, Viena Austria.Boletín del OIEA, Vol 36 # 1. 1994, Viena Austria.

MINISTERIO DE SANIDAD Y CONSUMO SECRETARIA GENERAL TECNICA,Proteccion Radiológica en Medicina Nuclear, Madrid (1988).

INSTITUTO DE CIENCIAS NUCLEARES Y ENERGIAS ALTERNATIVAS; “Curso decapacitación en Protección Radiológica para las aplicaciones medicas”, INEA, MemoriasPilar Infante, Bogotá, Octubre 1995.

INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY; “The Principles of Radioactive WasteManagement”, Safety Series No. 111-F, IAEA, Vienna (1995).

143

COMISION NACIONAL DE ENERGIA ATOMICA-UNIVERSIDAD DE BUENOSAIRES; Curso de Post-grado en Protección Radiológica y Seguridad Nuclear, BuenosAires (1998).

INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY; “Techniques and Practices forPretreatment of Low and Intermediate Level Solid and Liquid Radioactive Wastes”, TRSNo. 272, Vienna (1987).

RODRIGUEZ PASQUES, Rafael, Introducción a la Tecnología Nuclear. EditorialUniversitaria de Buenos Aires. 1978.COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES, JOINT RESEARCH CENTRE,

Radiation Protection Course for Safeguard Inspectors, Ispra, Italia. 1997TANARRO, Agustín. Instrumentación Nuclear, Madrid, 1970SAFETY REPORTS SERIES No.16, Calibration of Radiation Protection Monitoring

Instruments. 2000ICRU. “Radiation Protection Instrumentation and its Application”. Report No.20.

Whashington, D.C. USA. 197OBERHOFER, Martin y otros. “Applied Thermoluminiscent Dosimetry”. Editorial Adam

Hilger Ltd. Bristol. Brussels and Luxembourg. 1981BROSEDA, A. “Conceptos de Dosimetría, cámaras y electrómetros. Cadena de Calibración”.

Centro de Investigaciones Energéticas, medioambientales y tecnológicas. AvenidaComplutense, 22, 28040, Madrid, España. 1988

ICRP “International Commission of Radiological Protection”. ICRP publicación 60. IAEA,SAFETY STANDARDS SERIES, Assessment of Occupational Exposure due to ExternalSources of Radiation”, Vienna. 1999

NORMAS BASICAS INTERNACIONALES DE SEGURIDAD PARA LA PROTECCIONCONTRA LA RADIACION IONIZANTE Y PARA LA SEGURIDAD DE LASFUENTES DE RADIACION. Vienna. 1997.

IAEA, Personal Dosimetry Systems for External Radiation Exposures. Colección de InformesTecnicos No.109. IAEA, Vienna. 1970.

GUSTAVO MASSERA. Magnitudes y Unidades en Protección Radiologica, curso dePostgrado en Protección Radiológica y Seguridad Nuclear. Buenos Aires 1997.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS.ICRU REPORT 19. Radiation Quantities and Units. Washington D.C. 1975.

COMISION INTERNACIONAL DE PROTECCION RADIOLOGICA Recomendaciones1990.

Normas Básicas Internacionales de Seguridad Para la Protección Contra la RadiaciónIonizante y para la Seguridad de las Fuentes de Radiación 1994.

GUSTAVO MASSERA. Magnitudes y Unidades en Protección Radiologica, curso dePostgrado en Protección Radiológica y Seguridad Nuclear. Buenos Aires 1997.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS.ICRU REPORT 19. Radiation Quantities and Units. Washington D.C. 1975.

Curso Práctico de Dosimetría Física en Radioterapia. Universidad de Texas, San Antonio,Texas, USA. 1988.

ORGANISMO INTERNACIIONAL DE ENERGIA ATOMICA, Normas BásicasInternacionales de Seguridad para la Protección contra la Radiación Ionizante y para laSeguridad de las Fuentes de Radiación, OIEA,1994.

BENNISON DAN, Normas de Protección Radiológica y su aplicación. Reimpresión BuenosAires 1994.

144

MENOSSI CARLOS A, Protección Radiológica Ocupacional. Reimpresión Buenos Aires1994.

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGIA ATOMICA, Normas Básicas de Seguridaden materia de Protección Radiológica, Colección Seguridad No. 9, OIEA, 1982.

IAEA. “Recommendations for the safe use and regulation of radiation sources in industry,Medicine, research and teaching". LAEA, Safety Series No. 102. Vienna, 1990.IAEA "Protección Radiológica". IAEA, Boletin Vol. 30, No.3 Vienna, Austria, 1988.ICRP. "Limits for Intakes of Radionuclides by Workers" ICRP, Publicación 30, Part l. 1979.ICRP. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological ProtectionICRP, ublicación 60. 199 l.ICRP. "Annual Limits on Intake of Radionuclides by Workers Based on the 1990Recommendations”ICRP, Publicación 61. 1991.OPS. "Protección contra la radiación ionizante de fuentes externas utilizadas en medicina”.

OPS.Cuaderno Técnico No. 15. Washington, D.C. 20037, U.S.A- 1988.IAEA. “Recommendations for the safe use and regulation of radiation sources in industry,

medicine, research and teaching”. IAEA, Safety Series No. 102. Vienna, 1990.ICRP. "1990 Recommendations of the International Commission on Radiological

Protection”ICRP, Publicación 60. 199 l.ININ. “Apuntes del curso sobre explotación segura de instalaciones para irradiación". ININ,

Curso Regional ARCAL 1 Centro Nuclear de México, 199l.McGUIRE, Stephen y otros. "Working Safely in Gamma Radiografy". Office of Nuclear

Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatoiry Commission. Washington, D.C. 20555U.S.A. 1982.

RODRIGUEZ, Rafael. 'Introducción a la tecnología nuclear" Edítorial Universitaria deBuenos Aires, Argena 1978.

SIRKIN HUGO. Interacción de la Radiación con la Materia. Curso de Postgrado enProtección Radiológica y Seguridad Nuclear. Buenos Aires 1997.

RODRÍGUEZ PASQUÉS RAFAEL; Introducción a la Tecnología Nuclear. EditorialUniversitaria de Buenos Aires. 1978.

TANARO AGUSTIN, Instrumentación Nuclear, Madrid, 1970.STEWART C. BUSHONG, SC. D. FACR, FACMP, Manual de Radiologia paraTecnologos, editorial MOSBY, 1993, Madrir (ESPAÑA).

145

ANEXOS

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2002

PROYECTO: ES4-02GUIA DE PRACTICA

DETERMINACION DE INDICESDE TRANSPORTE

Pag.1 de 1

1. OBJETIVOS

Ä Determinar el índice de transporte de una fuente radiactiva por medio de unmonitoraje en aire usando un detector de radiación.

Ä Calcular el blindaje en plomo, hormigón etc., que se debe utilizar para eltransporte de la fuente radiactiva.

Ä Escoger el instrumento adecuado y verificar su correcto funcionamiento.

2. MATERIALES

Ä Fuente de Cs-137 con una actividad de 200 mCi.Ä Contenedor adecuado de acuerdo al tamaño y tipo de radiación que emite la

fuente.Ä Diversos monitores de radiación.Ä Cinta métrica.Ä Etiquetas de transporte.

3. PROCEDIMIENTO

Ä Cada grupo escogerá un instrumento y luego se evaluará si es adecuado y siestá en buenas condiciones de operación.

Ä Registrar las tasas de exposición en contacto y a un (1) metro delcontenedor.

Ä Una vez se hallan realizado y analizado las medidas anteriores se procede aetiquetar el contenedor.

Ä Si es necesario se debe sugerir un blindaje adicional para reducir la categoríadel contenedor

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2001

PROYECTO: C01R06GUIA DE PRACTICA

INSTRUMENTACION NUCLEAR Pag.1 de 2

1. OBJETIVO GENERAL

Ä Familiarizarse con algunas formas de detección y medida de las radiaciones ionizantes.Ä Introducir el concepto de fondo natural de radiación.Ä Comparar las respuestas de diferentes equipos a campos de radiación idénticos.

2. OBJETIVO ESPECIFICO

Ä Realizar medidas del fondo natural de radiación y con fuentes radiactivas.

3. INSTRUMENTOS Y MATERIALES

Ä Un tubo Geiger Muller o un detector de centelleo (NaI).Ä Un escalímetro.Ä Un cronómetro.Ä Una fuente de alto voltaje.Ä Fuentes de radiación emisoras gamma.

4. CARACTERÍSTICAS Y FUNCIONAMIENTO DE LOS EQUIPOS A UTILIZAREN LA PRÁCTICA.

V V V

110100 52

HV Alto voltaje

Detector Amplif. Contador Visor

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2001

PROYECTO: C01R06GUIA DE PRACTICA

INSTRUMENTACION NUCLEAR Pag.2 de 2

5. PROCEDIMIENTO

Verifique los ajustes de apagado.

Ajusted de apagadoComponente Parámetros Para el G. Muller Equipo Nal.

Ganancia fina 1 1Ganancia gruesa 5 20

Línea base 0 0Ventana 0 % 0%

Amplificador

Modo Integral VentanaHV Grueso 0 0

HV Fino 0 0Tiempo de conteo 5min 5minRango de medida X 1 X 1

Escalímetro

Speaker ON ON

Ä Encienda el amplificador y el escalímetro.Ä En el escalímetro aumente pausadamente los voltajes gruesos hasta alcanzar el voltaje

de operación del detector. (Geiger Muller de 800 V, detector de NaI de 1000 V).Ä Tome dos (2) lecturas del fondo natural de cinco (5) minutos cada una y registre los

datos.Ä Realice una nueva medición del fondo durante cinco (5) minutos con las fuentes dentro

del laboratorio y registre los datos.Ä Realice mediciones de cinco (5) minutos cada una con las fuentes radiactivas.

Cuentas obtenidadas en 5 minTabla de datosGrupo 1 Grupo 2 Grupo 3 Grupo 4 Grupo 5

Fondo 1 Fond0 2 Fondo con Fuentes Fuente 1 Fuente 2

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2001

PROYECTO: C01R06

GUIA DE PRACTICAPARAMETROS

OPERACIONALES ENPROTECCIÓN RADIOLOGICA

Pag.1 de 2

1. OBJETIVO GENERAL

Ä Verificar experimentalmente la utilidad de los parámetros operacionales para laprotección contra la radiación externa.

2. OBJETIVO ESPECIFICO

Ä Comprobar la dependencia de la intensidad de la radiación frente a los parámetrosdistancia, tiempo y blindaje.

3. INSTRUMENTOS Y MATERIALES

Ä Un tubo Geiger Muller o un detector de centelleo (NaI).Ä Un escalímetroÄ Un amplificador de señalÄ Fuentes de radiación emisoras gamma.

4. PROCEDIMIENTO

Ä Verifique los ajustes de apagado.Ä Encienda el equipo y coloque el detector en su voltaje de operación.

PARAMETRO TIEMPO

Ä Tome una lectura del fondo y registre el resultado.Ä Halle por porción correspondiente a 1 y 2 minutos, registre el valor en la tabla.Ä Coloque una fuente frente a la ventana del detector y tome dos (2) lecturas para cada

uno de los siguientes tiempos 1, 2 y 5 minutos y registre los datos en la tablacorrespondiente.

Ä Haga una gráfica de cuentas netas en función de tiempo para los tres puntos hallados(cuentas netas en eje Y y tiempo en el X) y verifique el comportamiento lineal.

Cuentas de fondo en 5 minutos: _________

TIEMPO (min) CUENTAS CUENTAS NETAS

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2001

PROYECTO: C01R06

GUIA DE PRACTICAPARAMETROS

OPERACIONALES ENPROTECCIÓN RADIOLOGICA

Pag.2 de 2

PARAMETRO DE DISTANCIA

Ä Coloque una fuente en el portafuentes frente a la ventana del detector en la ranura másalejada (sexta ranura, 6 u.m.) y haga lectura de 5 min. Registre el valor en la tabla.

Ä Coloque una fuente en el portafuentes frente a la ventana del detector en la cuartaranura (4 u.m.) y haga lectura de 5 min. Registre el valor en la tabla.

Ä Coloque una fuente en el portafuentes frente a la ventana del detector en la segundaranura (2 u.m.) y haga lectura de 5 min. Registre el valor en la tabla.

Ä Haga una gráfica de cuentas netas en función de 1/ dist2 para los tres puntos hallados(cuentas netas en el eje Y y 1/ dist2 en el eje X) y verifique el comportamiento lineal.

DISTANCIA (u.m.) (1/dist2)(u.m.2) CUENTAS NETAS 1/ (DISTANCIA)2 cm-2

PARAMETRO BLINDAJE

Ä Coloque una fuente en el portafuentes frente a la ventana del detector en la rejilla másalejada.

Ä Tome una lectura del fondo de cinco (5) minutos y registre el resultado.Ä Con diferentes espesores del material suministrado, colocados en las rejillas

interpuestos entre la fuente y el detector, realice medidas de cinco (5) minutos cada unay registre los datos en la tabla correspondiente.

Ä Haga una gráfica de Ln(Co/C) en función de espesor para los tres puntos hallados (LnCo/C en eje Y y espesor en el X) y verifique el comportamiento lineal.

Cuentas sin blindaje (Co): _______

ESPESOR ( mg/cm2) CUENTAS CUENTAS NETAS(C) Co/C Ln(Co/C)

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2002

PROYECTO: ES4-02

GUIA DE PRACTICABUSQUEDA Y EVALUACION DE

RIESGOS DE UNA FUENTEPERDIDA

Pag.1 de 1

1. OBJETIVOS

Ä Evaluar los procedimientos que se deben seguir para encontrar una fuenteperdida.

2. OBJETIVOS PARTICULARES

Ä Escoger el método más adecuado para realizar el monitoraje con el fin de ubicarla fuente.

Ä Escoger el instrumento de medición apropiado y verificar su correctofuncionamiento.

Ä Interpretar las lecturas obtenidas para evaluar el riesgo en cercanías de la fuente.Ä Establecer la distancia mínima de acercamiento teniendo en cuenta las pinzas

que se poseen.Ä Medir el tiempo de exposición a la fuente y cuantificar las dosis recibidas por el

operario para no superar las límites establecidos.

3. MATERIALES EMPLEADOS

Ä Una fuente de Ra-226 con una actividad de 1 mCi.Ä PinzasÄ Castillo adecuado de acuerdo al tipo de radiación.Ä Diferentes monitores portátiles de radiación.Ä CronómetroÄ Cinta métrica

4. PROCEDIMIENTO

Ä Se hará una evaluación de los niveles de exposición en cercanías de la fuente.Ä Cada grupo escogerá un instrumento y verificará su funcionamiento.Ä El grupo deberá sugerir un plan para recorrer el área y ubicar la fuente.Ä Una vez localizada la fuente se procederá a delimitar el área según los niveles

de radiación medidos.Ä Posteriormente se realiza un simulacro de retorno de la fuente al castillo

teniendo en cuenta el tiempo máximo que puede durar la operación.Ä Luego de haber optimizado el procedimiento anterior se efectuará el retorno de

la fuente radiactiva.

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2001

PROYECTO: C01R06GUIA DE PRACTICA

DE DOSIMETRIA TLDFis. Jorge Macana

Pag.1 de 2

1. OBJETIVOS

1.1. Irradiar dosímetros TLD con diferentes tiempos para su respectiva evaluación.1.2. Evaluar la dosis absorbida por cada TLD con el equipo HARSHAW 6600.1.3. Identificar las principales características dosimétricas.

2. UBICACIÓN

Laboratorio Secundario de Calibración y Dosimetría (USNPRGA).

3. MATERIALES EMPLEADOS

3.1. Dosímetros TLD (tarjetas con dos cristales TLD-700).3.2. Irradiador panorámico tipo OB6 de Cs137.3.3. Banco distanciador.3.4. Detector Geiger Müller.3.5. Equipo HARSHAW 6600.3.6. Circuito cerrado de TV.3.7. Maniquí de Andersson.

4. PROCEDIMIENTO

4.1. Se ubica el maniquí a una distancia en la cual se conozca la tasa de dosisequivalente.

4.2. Se colocan sobre el maniquí los dosímetros TLD con su respectivo portatarjeta.4.3. Se inicia irradiando los TLD con una determinada dosis, con una tasa de

exposición de_______mR/h. Retirando luego un grupo de dosímetros TLD ydejando otro grupo durante otros dos intervalos de tiempo sobre el maniquí.

4.4. Se repite el procedimiento anterior hasta que no queden TLD sobre el maniquí.

TLDNo

Dosis(µSv)

Tiempo(s)

Lectura(µSv)

INSTITUTO DE INVESTIGACION EINFORMACION GEOCIENTIFICA,

MINERO-AMBIENTAL YNUCLEAR

GUIA

VERSION: 0102/2001

PROYECTO: C01R06GUIA DE PRACTICA

DE DOSIMETRIA TLDFis. Jorge Macana

Pag.2 de 2

4.5. Con el equipo HARSHAW 6600 se hace el proceso de lectura.4.6. Con los datos obtenidos se procede a hacer el análisis respectivo.4.7. Conclusiones.

5. PREGUNTAS

5.1. Son satisfactorias las magnitudes que suministra el equipo con respecto a las dosisimpartidas?

146

TABLA DE CONTENIDO

1. ESTRUCTURA ATÓMICA Y RADIACTIVIDAD.......................................................... 1 INTRODUCCIÓN.............................................................................................................. 11.1 ESTRUCTURA ATÓMICA............................................................................................ 11.2 RADIACTIVIDAD........................................................................................................... 41.2.1 Procesos de desintegración............................................................................................ 41.2.2 Ley de transformación radiactiva................................................................................... 71.2.3 Período de semidesintegración...................................................................................... 81.2.4 Radiaciones ionizantes................................................................................................... 82. INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA........................................ 10 INTRODUCCIÓN............................................................................................................ 102.1 ASPECTOS GENERALES DE LA INTERACCIÓN ENTRE DOS PARTÍCULAS CARGADAS................................................................................................................... 112.1.1 Interacción de los electrones con la materia ................................................................ 122.1.2 Interacción electrón-electrón - Poder de frenado por “colisión” ................................. 132.1.3 Interacción electrón-núcleo - Poder de frenado por “frenado”.................................... 142.1.4 Longitud de la trayectoria y alcance práctico .............................................................. 152.1.5 Interacción de partículas cargadas pesadas con la materia .......................................... 162.2 INTERACCIÓN DE LOS NEUTRONES CON LA MATERIA................................... 172.3 INTERACCIÓN DE LOS FOTONES CON LA MATERIA......................................... 192.3.1 Mecanismos de interacción entre los fotones y las partículas materiales.................... 203. MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMETRICAS ........................................................ 25 INTRODUCCION............................................................................................................ 253.1 DEFINICIONES............................................................................................................. 263.2 MAGNITUDES DOSIMETRICAS................................................................................ 273.2.1 Energía impartida (ε): .................................................................................................. 273.2.2 Dosis absorbida (D) ................................................................................................... 283.2.3 Tasa de dosis absorbida (D):........................................................................................ 293.2.4 Exposicion (X):............................................................................................................ 293.2.5 Relación entre D y X................................................................................................... 293.3 MAGNITUDES DE APLICACION EN PROTECCIÓN RADIOLOGICA................. 303.3.1 Factores de Ponderación de los Tejidos (WT)............................................................ 313.3.2 Dosis Efectiva ( E ) .................................................................................................... 314. EJERCICIOS DE MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMETRICAS........................... 335. EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACION............................................................ 36 INTRODUCCIÓN............................................................................................................ 365.1 RADIACIÓN Y DOSIS.................................................................................................. 375.2 FUENTES NATURALES DE RADIACIÓN ................................................................ 385.3 EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN EL HOMBRE..................................................... 395.3.1 Clasificación global de los efectos de la radiación sobre el ser humano ..................... 40

147

5.3.2 Efectos agudos..............................................................................................................405.3.3 Aceptabilidad de los riesgos.........................................................................................416. FUNDAMENTOS Y OBJETIVOS DE LA PROTECCION RADIOLOGICA...............42 INTRODUCCION ............................................................................................................426.1 ACTIVIDADES HUMANAS Y EXPOSICION A LA RADIACION. .........................436.1.1 Tipos de exposicion a la radiacion. .............................................................................436.2 OBJETIVOS DE LA PROTECCION RADIOLOGICA................................................436.2.1 Justificación de la práctica ...........................................................................................436.2.2 Optimizacion de la proteccion......................................................................................436.2.3 Limites de dosis individuales .......................................................................................446.3 LIMITES .........................................................................................................................446.3.1 límites básicos o primarios...........................................................................................446.3.2 Límites secundarios......................................................................................................446.3.3 Límites derivados .........................................................................................................456.3.4 Límites autorizados......................................................................................................456.4 NIVELES DE REFERENCIA........................................................................................466.4.1 Nivel de registro...........................................................................................................466.4.2 Nivel de investigación..................................................................................................466.4.3 Nivel de intervención...................................................................................................466.5 CONDICIONES DE SERVICIO....................................................................................476.5.1 Mujeres embarazadas ...................................................................................................476.5.2 Jóvenes.........................................................................................................................476.6 CLASIFICACION DE ZONAS......................................................................................476.6.1 Zona controlada............................................................................................................476.6.2 Zona supervisada..........................................................................................................477. EVALUACION DE RIESGOS EN EL MANEJO DE FUENTES RADIACTIVAS ......487.1 EVALUACION DE RIESGOS EN EL MANEJO DE FUENTES RADIACTIVAS ....487.2 RIESGOS DE IRRADIACIÓN EXTERNA...................................................................487.3 MEDIDAS DE PROTECCION PARA LA IRRADIACION EXTERNA.....................497.4 RIESGOS DE CONTAMINACIÓN EXTERNA E INTERNA.....................................507.5 MEDIDAS DE PROTECCION CONTRA LA CONTAMINACION...........................507.6 CONTAMINACION ......................................................................................................518. PROCEDIMIENTOS OPERACIONALES DE PROTECCION RADIOLOGICA PARA LA IRRADIACION EXTERNA......................................................................................52 INTRODUCCION ............................................................................................................528.1 PROCEDIMIENTOS OPERACIONALES PARA DISMINUIR LOS RIESGOS A LA IRRADIACION EXTERNA...........................................................................................528.2 MANEJO DEL PARÁMETRO TIEMPO......................................................................528.3 MANEJO DEL PARÁMETRO DISTANCIA................................................................538.4 MANEJO DEL PARAMETRO BLINDAJE..................................................................548.4.1 Blindaje Para Fuentes Emisora Alfa ...........................................................................548.4.2 Blindaje Para Emisoras Beta........................................................................................558.4.3 Blindaje Para Fuentes Emisoras De Radiación Gamma ..............................................558.4.4 Procedimientos Para el Cálculo de Blindajes, en el Caso de la Radiación Gamma ....578.5 PROCEDINTOS DE MONITOREO..............................................................................589. EJERCICIOS SOBRE PARAMETROS OPERACIONALES.........................................5910. INSTRUMENTACION EN PROTECCION RADIOLOGICA.....................................61

148

INTRODUCCION.......................................................................................................... 6110.1 CLASIFICACION DE LA INSTRUMENTACION.................................................... 6110.2 DETECTORES GASEOSOS....................................................................................... 6210.2.1 Camaras de ionizacion............................................................................................... 6210.2.2 Contadores proporcionales......................................................................................... 6310.2.3 Contadores GEIGER MULLER ................................................................................ 6310.3 DETECTORES SEMICONDUCTORES.................................................................... 6410.4 DETECTORES DE CENTELLEO .............................................................................. 6410.5 INTENSIMETROS O MONITORES DE RADIACION............................................. 6510.6 MANEJO DE LA INSTRUMENTACION.................................................................. 6510.7 ASPECTOS PRACTICOS EN LA UTILIZACION DE INTENSIMETROS............. 6610.8 DOSIMETROS PERSONALES................................................................................... 6710.9 USO Y ESCOGENCIA DEL INSTRUMENTO CON FINES DE RADIOPROTECCION................................................................................................. 6810.10 INSTRUMENTACION USADA EN EL MONITOREO DE LA RADIACION...... 7011. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Y FUENTES EN DESUSO................... 71 INTRODUCCION.......................................................................................................... 7111.1 CLASIFICACION DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS ........................................ 7111.2 CRITERIOS GENERALES EN LA GESTION DE RESIDUOS RADIACTIVOS.... 7211.3 APLICACIONES MEDICAS E INVESTIGACION................................................... 7311.4 GUIA DE MANEJO DE RESIDUOS GENERADOS EN MEDICINA NUCLEAR..7411.5 APLICACIONES INDUSTRIALES ............................................................................ 7911.6 GESTION DE FUENTES SELLADAS EN DESUSO................................................ 7911.6.1 Devolución al Proveedor............................................................................................ 7911.6.2 Exención del control reglamentario después de un almacenamiento ........................ 7911.6.3 Almacenamiento a corto plazo y posterior evacuación cerca de la superficie........... 8012. VIGILANCIA RADIOLOGICA INDIVIDUAL.......................................................... 81 INTRODUCCION.......................................................................................................... 8112.1 OBJETIVOS PRINCIPALES DE LA VIGILANCIA RADIOLOGICA INDIVIDUAL............................................................................................................... 8112.2 PLANES DE VIGILANCIA RADIOLOGICA............................................................ 8212.2.1 Tipo y amplitud de la vigilancia .............................................................................. 8212.2.2 Seleccion, ensayo, calibracion y mantenimiento de instrumentos adecuados......... 8212.3 RESPONSABILIDAD Y FUNCIONES ...................................................................... 8312.4 INTERPRETACION DE RESULTADOS................................................................... 8412.4.1 Nivel de detectabilidad............................................................................................... 8412.4.2 Nivel de registro ...................................................................................................... 8412.4.3 Nivel de investigacion............................................................................................. 8412.4.4 Nivel de intervencion............................................................................................... 8412.5 MANTENIMIENTO DE REGISTROS Y COMUNICACION DE RESULTADOS DE DOSIS........................................................................................................................... 8412.6 CUANDO ES NECESARIA LA VIGILANCIA RADIOLOGICA INDIVIDUAL? .. 8512.7 TIPOS DE DOSIMETROS PERSONALES ................................................................ 8512.7.1 Dosímetro de película ................................................................................................ 8612.7.2 Dosimetros termoluminiscentes (TLD) ..................................................................... 8612.7.3 Detectores de trazas revelables por ataque quimico .................................................. 8812.8 PERIODO DE USO DEL DOSIMETRO..................................................................... 88

149

12.9 UBICACIÓN DEL DOSIMETRO DURANTE EL TRABAJO Y EL DESCANSO ..8812.10 RESPUESTA DE UN DOSIMETRO DE PELICULA AL TIPO Y ENERGIA DE LA RADIACION........................................................................................................8813. DENSIMETROS NUCLEARES ....................................................................................89 INTRODUCCIÓN ..........................................................................................................8913.1 DETERMINACIÓN DE DENSIDAD MEDIANTE EL USO DEL DENSÍMETRO NUCLEAR....................................................................................................................8913.1.1 Medición de la densidad por transmisión...................................................................8913.1.2 Medición de la densidad por retrodispersión (backscaterring) ..................................9013.1.3 Fuente radiactiva que usa el densímetro nuclear para la determinación de la densidad......................................................................................................................9013.2 DETERMINACIÓN DE LA HUMEDAD MEDIANTE EL USO DEL DENSÍMETRO NUCLEAR.........................................................................................9213.2.1 Fuente radiactiva que usa el densímetro nuclear para la determinación de la humedad...............................................................................................................................................9213.2.2 Interacción de los neutrones con la materia ...............................................................9314. MEDIDORES NUCLEARES.........................................................................................95 INTRODUCCIÓN ..........................................................................................................9514.1 TIPOS DE MEDIDORES .............................................................................................9514.1.1 Medidores de transmisión..........................................................................................9514.1.2 Medidores de retrodispersión.....................................................................................9614.1.3 Medidores reactivos. ..................................................................................................9714.2 EQUIPO UTILIZADO PARA LA MEDICIÓN ..........................................................9814.3 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MATERIA DE MEDIDORES.........................9814.3.1 Medidores portátiles...................................................................................................9814.3.2 Mantenimiento de los medidores ...............................................................................9914.3.3 Almacenamiento y contabilidad.................................................................................9914.3.4 Medidas en caso de emergencia...............................................................................10015. GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL Ing. Esp. Fernando Mosos ...................................10115.1 RADIOGRAFÍA .........................................................................................................10115.2 RADIACIONES UTILIZADAS PARA RADIOGRAFÍA.........................................10115.3 EQUIPO UTILIZADO PARA RADIOGRAFÍA .......................................................10215.4 CONTENEDORES DE PROYECCION....................................................................10215.5 POSIBLES PROBLEMAS DE LOS CONTENEDORES..........................................10315.6 REQUISITOS DE LOS CONTENEDORES PARA EXPOSICIONES.....................10415.7 PRUEBA DE FUGAS PARA FUENTES RADIOGRÁFICAS.................................10515.8 ALMACENAMIENTO DEL EQUIPO......................................................................10515.9 PROCEDIMIENTOS DE RADIOGRAFÍA...............................................................10515.10 ACTUACION EN CASO DE EMERGENCIA........................................................10616. TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO .......................................................109 INTRODUCCIÓN ........................................................................................................10916.1 DEFINICIONES .........................................................................................................11016.1.1 Transportista.............................................................................................................11016.1.2 Transporte.................................................................................................................11016.1.3 Autoridad competente ..............................................................................................11016.1.4 Condiciones normales de transporte .......................................................................11016.1.5 Condiciones accidentales de transporte....................................................................110

150

16.1.6 Bulto......................................................................................................................... 11016.1.7 Embalaje................................................................................................................... 11016.1.8 Sistema blindante ..................................................................................................... 11116.1.9 Sistema de contención.............................................................................................. 11116.1.10 Contaminación radiactiva de un bulto ................................................................... 11116.1.11 Contaminación radiactiva transitoria de un bulto .................................................. 11116.1.12 Materiales radiactivos en forma especial............................................................... 11116.1.13 Índice de transporte................................................................................................ 11116.2 CONDICIONES A TENER EN CUENTA EN EL TRANSPORTE......................... 11216.2.1 Contención de los materiales objeto del transporte ................................................. 11216.2.2 Control de la radiación externa emitida por los bultos ............................................ 11216.2.3 Prevención de daños causados por el calor emitido por los bultos.......................... 11216.2.4 Prevención de la criticidad nuclear .......................................................................... 11216.3 PRINCIPIOS SOBRE LOS CUALES SE FUNDAMENTAN LAS NORMAS DE TRANSPORTE........................................................................................................... 11216.4 OBJETIVO DEL TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS................. 11316.5 CRITERIOS DE ANÁLISIS DE SEGURIDAD EN EL TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO...................................................................................... 11316.5.1 Etapa I: análisis de riesgos inherentes al transporte................................................. 11316.5.2 Etapa II: análisis de incidentes y accidentes previsibles durante el transporte........ 11416.5.3 Etapa III: análisis de consecuencias de incidentes y accidentes .............................. 11516.5.4 Etapa IV: desarrollo del sistema de transporte ........................................................ 11516.6 TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS EN EL INTERIOR DE ESTABLECIMIENTOS............................................................................................. 11516.7 TIPOS DE BULTOS .................................................................................................. 11516.7.1 Bultos exceptuados .................................................................................................. 11516.7.2 Bultos industriales.................................................................................................... 11616.7.3 Bultos tipo A............................................................................................................ 11616.7.4 Bultos tipo B ............................................................................................................ 11616.8 ENSAYOS PARA SOPORTAR CONDICIONES NORMALES DE TRANSPORTE........................................................................................................... 11716.9 ENSAYOS PARA SOPORTAR CONDICIONES ACCIDENTALES DE TRANSPORTE........................................................................................................... 11716.9.1 Ensayo mecánico...................................................................................................... 11716.9.2 Ensayo térmico......................................................................................................... 11716.9.3 Ensayo de inmersión en agua................................................................................... 11716.10 SEÑALIZACION, ROTULADO Y NOTIFICACIONES ....................................... 11716.10.1 Documentos de Expedición................................................................................... 11816.10.2 Etiquetas de transporte........................................................................................... 11816.10.3 Rotulado en los bultos............................................................................................ 11916.10.4 Rótulos en los medios de transporte ...................................................................... 11916.10.5 Notificaciones especiales ....................................................................................... 11916.11 ASPECTOS A SEGUIR EN EL TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO.......................................................................................................... 11916.11.1 Sobre los niveles de radiación en los bultos. ......................................................... 11916.11.2 Sobre los rotulos en los bultos ............................................................................... 12016.11.3 Sobre el transporte en vehículos por carretera....................................................... 120

151

17. Emergencias radiológicas..............................................................................................12217.1 TIPOS DE ACCIDENTES RADIOLOGICOS ..........................................................12217.1.1 Accidentes con fuentes o material radiactivo...........................................................12217.1.2 ¿Dónde ocurren los accidentes radiológicos? ..........................................................12217.1.3 Consecuencias ..........................................................................................................12217.2 HISTORIA DE LOS ACCIDENTES RADIOLOGICOS..........................................12217.3 EJEMPLOS.................................................................................................................12417.4 ACCIDENTES RADIOLOGICOS (GOIÂNIA, Brasil).............................................12517.4.1 Algunos Ejemplos de Accidentes Radiológicos (Goiania)......................................12517.4.2 Lecciones aprendidas ...............................................................................................12817.4.3 Conclusiones del Accidente .....................................................................................12817.4.4 Precauciones prácticas..............................................................................................12917.4.5 LECCIONES APRENDIDAS .................................................................................12917.4.6 CONCLUSIONES ...................................................................................................12918. APLICACIONES MÉDICAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ...................13118.1 RADIODIAGNOSTICO MEDICO............................................................................13118.2 RADIOTERAPIA .......................................................................................................13318.2.1 TELETERAPIA.......................................................................................................1331.2.2 BRAQUITERAPIA....................................................................................................13618.3 MEDICINA NUCLEAR.............................................................................................138BIBLIOGRAFIA.................................................................................................................142TABLA DE CONTENIDO.................................................................................................146